KMRR은 잉여반응도 및 출력분포조절을 위하여 Hafnium관을 사용한다. 현재 노심해석은 핵연료집합체 단위로 균질화된 5군 군정수를 이용하여 중성자 확산코드인 VENTURE을 이용한다. Hafnium관내에 핵연료가 들어있는 특수한 조정 집합체에 대해서도 이러한 균질화된 군정수를 사용한 중성자 확산계산이 적용될 수 있는가를 조사하였다. 비교계산은 중성자 수송코드인 TWOTRAN을 사용하여 잉여반응도 및 출력 준위에 대해 수행하였다. 계산결과 현재의 균질화된 군정수를 사용하는 중성자 확산계산이 큰 오차없이 적용할 수 있는 것으로 나타났다.
The hafnium shroud is used to control the excess reactivity and power distribution in KMRR. The core analysis is performed by the diffusion code VENTURE using the 5 group macroscopic cross sections homogenized for an assembly. Investigated are the applicability of the diffusion calculation by homogenized cross sections to the analysis of control assembly which features unusual geometry such that hafnium shroud surrounds a multiplying medium inside. Comparative calculation is performed for the excess reactivity and power levels by the transport code TWOTRAN. The results show the acceptability of the diffusion calculation by the homogenized cross sections without significant error.
