Monte Carlo Calculation of Thermal Neutron Flux Distribution for (n, v) Reaction in Calandria

몬테칼로 코드를 이용한 중수로 Calandria에서의 $(n,\;{\gamma})$ 반응유발 열중성자속분포 계산

The MCNP 4.2 code was used to calculate the thermal neutron flux distributions for $(n,\;{\gamma})$reaction in mainshell, annular plate, and subshell of the calandria of a CANDU 6 plant during operation. The thermal neutron flux distributions in calandria mainshell, annular plate, and subshell were in the range of $10^{11}{\sim}10^{13}\;neutrons/cm^2-sec$ which is somewhat higher than the previous estimates calculated by DOT 4.2 code. As an application to shielding analysis, photon dose rates outside the side and bottom shields were calculated. The resulting dose rates at the reactor accessible areas were below design target, $6 {\mu}Sv/h$. The methodology used in this study to evaluate the thermal neutron flux distribution for $(n,\;{\gamma})reaction$ can be applied to radiation shielding analysis of CANDU 6 type plants.

CANDU 6 중수형 원자로 운전중에 Calandria Shell내에서 발생하는 $(n,\;{\gamma})$ 반응유발 열중성자속분포와 CANDU 6 발전소의 측면 및 하단 차폐구조에서의 방사선 선량률을 계산하기 위하여 몬테칼로 방법을 이용한 MCNP 4.2 코드를 사용하였다. 계산결과, Mainshell, Annular Plate와 Subshell내 의 열중성자속분포는 $10^{11}{\sim}10^{13}\;neutrons/cm^2-sec$로 나타났고, 이는 DOT 4.2 코드의 계산결과와 비교해 볼 때 약간 큰 값들의 분포를 보여주고 있다. 이 계산결과의 응용으로서 작업자 접근가능지역 (Worker Accessible Areas)에서의 감마선량률을 계산해본 결과 설계목표치인 $6{\mu}Sv/h$보다 낮은 값을 주는 것으로 나타났다. $(n,\;{\gamma})$ 반응유발 열중성자속분포에 대한 MCNP 4.2 코드의 계산결과는 CANDU 6형 원자로의 방사선 차폐해석에 중요한 자료로 널리 이용될 수 있을 것이다.