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dos vutheam (울산과학기술원 기계 및 원자력공학 연구부 (미사용)) 이현석 (울산과학기술원) 조윤기 (울산과학기술원) 마튜 르메르 (울산과학기술원) 김원경 (울산과학기술원) 최수영 (울산과학기술원) Zhang Peng (울산과학기술원) 이덕중 (울산과학기술원)
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제52권 제9호
발행연도
2020.9
수록면
1,881 - 1,895 (15page)
DOI
10.1016/j.net.2020.02.003

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The theoretical aspects behind the reactor depletion capability of the Monte Carlo code MCS developed at the Ulsan National Institute of Science and Technology (UNIST) and practical results of this depletion feature for a Material-Testing Reactor (MTR) with plate-type fuel are described in this paper. A verifi- cation of MCS results is first performed against MCNP6 to confirm the suitability of MCS for the criticality and depletion analysis of the MTR. Then, the dependence of the effective neutron multiplication factor to the number of axial and radial depletion cells adopted in the fuel plates is performed with MCS in order to determine the minimum spatial segmentation of the fuel plates. Monte Carlo depletion results with 37,800 depletion cells are provided by MCS within acceptable calculation time and memory usage. The results show that at least 7 axial meshes per fuel plate are required to reach the same precision as the reference calculation whereas no significant differences are observed when modeling 1 or 10 radial meshes per fuel plate. This study demonstrates that MCS can address the need for Monte Carlo codes capable of providing reference solutions to complex reactor depletion problems with refined meshes for fuel management and research reactor applications.

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