Neutron Streaming Analysis in 1300 MWe Pressurized Water Reactor Cavity

1,300 MWe 가압경수로 공동내에서의 중성자 흐름해석

Neutron Streaming analysis in 1300 MWe pressurized water reactor cavity was performed. In this calculation, the discrete ordinates transport codes, ANISN and DOT 3.5, and the Monte Carlo code, TRIPOLI-02 were used with the coupling code, DOTTRI. In this study IBM 3033 type computer was used. The calculated neutron fluxes and dose rates were compared with the measured data in a 900MWe pressurized water reactor cavity to show a good agreement, although some deviations in the results for each energy group were noticed. These results will be applied in the radiation shielding design of high capacity nuclear power reactors and, to the means of radiation protection in case of the reactor maintenance and the access of the reactor cavity.

1,300 MWe 가압경수로 공동내에서 중성자의 흐름해석이 수행되었다. 중성자의 흐름을 해석하는데는 1차원 수송코드인 ANISN, 2차원 수송코드인 DOT3.5, 3차원 Monte Carlo 코드인 TRIPOLI-02와 이들을 접속시켜주는 DOTTRI 등의 전산코드가 이용되었고, 본 계산에 사용된 전산기는 IBM 3033형이었다. 계산된 선속 및 선량율은 900 MW 가압경수로의 공동내에서 측정한 측정치와 비교검토 되었고, 그 결과 중성자 군별로 약간의 오차는 있었으나 전체적으로 큰 오차는 없었다. 이 결과는 대용량의 원자로 차폐설계, 원자로보수시, 기타 원자로 공동내에 출입할 경우에 방사선방어상 필요한 방어수단을 제공하는데 기여하였다.