영광 3/4호기 압력용기의 중성자 조사량계산을 통한 ENDF / B-IV와 VI 철(Fe) 자료의 비교

Comparison of Iron(Fe) Data of ENDF/B-IV and VI in Yonggwang Nuclear Unit-3/4 Vessel Fluence Calculation

  • 발행 : 1995.02.01

초록

원자로 압력용기에서의 정화한 속중성자 조사량의 계산은 발전소 압력용기 surveillance program의 핵심적인 부문이다. 최근 기존의 ENDF /B-III~V에 있는 철의 핵단면적 자료가 압력용기와 같은 철이 포함된 구조물에서 속중성자속을 낮게 평가하는 것으로 알려지고 있다. 본 논문에서는 ENDF /B-IV와 VI의 철(Fe) 자료의 비교를 위해 영광3/4호기 모델과 2개의 ENDF/B 파일에 있는 각각의 철자료를 이용하여 47-에너지그룹 핵단면적집 (CXFe-IV와 CXFe-VI )을 만들었다. CXFe-IV와 CXFe-VI를 사용하여 수행한 DOT4.3 계산결과에 의하면 압력용기 취화해석에 중요한 속중성자속(E 〉 1.0 MeV) 계산에서 ENDF /B-VI의 철자료를 사용한 경우가 ENDF /B-IV의 철자료를 사용한 경우보다 압력용기 내부표면에서 7.6%, 외부표면에서 20% 높게 나타났다.

The accurate determination of the fast neutron flux/fluence onto the pressure vessel is an essential part of the reactor pressure vessel surveillance program. It has been reported recently that the iron cross section data in ENDF/B versions III through V might underestimate the flux/fluence of fast neutrons in steel structures such as reactor pressure vessel. In this study, for the comparison of iron data of ENDF/B-IV and VI we produced two 47-group cross section sets, CXFe-IV and CXFe-Ⅵ, which are based on Yonggwang nuclear unit-3/4 model and the iron data of ENDF/B-IV and VI, respectively. A comparison was made of the results obtained from DOT4.3 calculation using CXFe-IV and CXFe-VI. From the results, it was found that the fast flux(E 〉 1.0 MeV), which is important for the pressure vessel embrittlement analysis, increases by about 7.6% at the inner wall and 20% at the outer wall of the vessel, if the iron data are used from ENDF/B-VI instead of ENDF/B-IV.

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