ORIGEN2 전산코드를 위한 연구로용 1군 단면적 데이타베이스 개발

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

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.

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.