Development of a One-Group Cross Section Data Base of the ORIGEN2 Computer Code for Research Reactor Applications

ORIGEN2 전산코드를 위한 연구로용 1군 단면적 데이타베이스 개발

A one-group cross section data base of the ORIGEN2 computer code was developed for research reactor applications. For this, ENDF/B-IV and -V data were processed using the NJOY code system into 69-group data. The burnup-dependent weighting spectra for KMRR were calculated with the WIMS-KAERI computer code, and then the 69-group data were collapsed to one-group using the spectra. The ORIGEN2-predicted burnup-dependent acti-nide compositions of KMRR spent fuel using the newly developed data base show a good agreement with the results of detailed multigroup transport calculation. In addition, the burnup characteristics of KMRR spent fuel was analyzed with the new data base.

ORIGEN2 전산코드를 위한 연구로용 1군 단면적 데이타베이스를 개발하였다. 여기에는 EN-DF/B-lV와 -V가 기 본 핵 자료로 사용되었고 이들은 NJOY 코드시스템을 사용하여 69군으로 처리되었다. 1군 축약을 위한 가중함수는 핵연료의 연소에 따른 KMRR의 중성자 스펙트럼을 WIMS-KAERI코드로 계산하여 사용하였다. 새로 개발된 데이타베이스는 KMRR핵연료의 연소에 따른 악티나이드 생성량 평가를 통해 상세 다군 수송계산 결과와 잘 일치함이 입증되었다. 그리고 새로운 데이타베이스를 이용하여 KMRR의 사용후 핵연료 특성을 분석하였다.