• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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• pp.248-259
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• 1995

고리 3호기 원자로를 대상으로 압력용기에서의 고속중성자 집적량을 계산하였다. 수송계산에는 2차원 각분할 수송코드인 DOT 4.3을 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF /B-II와 ENDF /B-III를 근거로 한 CASK와 ENDF /B-IV를 근거로 한 BUGLE80, 고리고 ENDF /B-Ⅵ를 근거로 한BUGLE93 등이다. 사용한 핵단면적에 따른 압력용기에서의 고속중성자속 분포를 살펴보고 최근에 배포된 BUGLE93 라이브러리의 Dosimeter File을 사용하여 1, 2차 감시시험에서 측정된 중성자 측정시료의 방사능으로부터 계산된 고속중성자속 측정치를 계산된 고속중성자속과 비교하였다. 이 비교를 통하여 압력용기에서의 고속중성자속과 수명기간동안의 고속중성자 집적량을 평가하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.207-212
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• 1997

영광2호기에 설치되어있는 노내 중성자속 감시 계통 설비인 기계식 인출제한 스위치(Withdrawl Limit Switch)의 구조적인 결함을 제거하기 위한 원인 분석 및 개선과정에 중점을 두었다. 기계제어방식의 구조적 결함은 검출기(Detector)가 노심의 중성자속(Neutron Flux)을 측정하기 위해 구동기의 수동 혹은 자동운전시 검출기 안내관에 삽입 인출이 반복 수행되면서 물리적 또는 환경적요인에 의한 레버의 휘어짐으로 접촉위치의 변경이 발생하는 것을 의미한다. 콘솔내 다수의 마이크로-프로세서(Multiple-Microprocessors)에 의한 구동기(Drive Unit) 동작으로 노심내 3차원 중성자속 분포를 측정할 수 있는 유일할 설비로써 본 계통은 그동안 관련 보수작업 및 설비개선에도 불구하고 근본문제점이 해소되지 못한 가운데 여러차례의 설계, 모의시험을 거쳐 인출제한스위치 제어 방식을 기계식에서 전자식으로 개선, 대체하여 시험 및 운전해 본 결과 근본적 결함원인이 해결되었음을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.22 no.2
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• pp.139-150
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• 1990

This paper describes a method for estimating the flux and precursor spatial distributions using only limited flux measurements. It is based on the Luenberger observer in control theory, extended to the distributed parameter systems such as the space-time reactor dynamics equation. The results of the application of the method to simple reactor models showed that the flux distribution could be estimated by the observer very efficiently using information from only a few sensors.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.21 no.3
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• pp.193-204
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• 1989

This paper develops a new method for reconstructing neutron flux distribution, that is based on the maximum entropy Principle in information theory. The Probability distribution that maximizes the entropy Provides the most unbiased objective Probability distribution within the known partial information. The partial information are the assembly volume-averaged neutron flux, the surface-averaged neutron fluxes and the surface-averaged neutron currents, that are the results of the nodal calculation. The flux distribution on the boundary of a fuel assembly, which is the boundary condition for the neutron diffusion equation, is transformed into the probability distribution in the entropy expression. The most objective boundary flux distribution is deduced using the results of the nodal calculation by the maximum entropy method. This boundary flux distribution is then used as the boundary condition in a procedure of the imbedded heterogeneous assembly calculation to provide detailed flux distribution. The results of the new method applied to several PWR benchmark problem assemblies show that the reconstruction errors are comparable with those of the form function methods in inner region of the assembly while they are relatively large near the boundary of the assembly. The incorporation of the surface-averaged neutron currents in the constraint information (that is not done in the present study) should provide better results.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.119-124
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• 1997

원자로 압력용기의 수명연장을 위해 중성자속 조사량을 감소시키려면 여러 가지 방법이 있고, 각 방법의 효율성을 비교 검토하기 위해서는 새로운 노심 해석 방법이 필요하였다. 본 연구에서는 고리 원자력 1 호기 반사체영역에 Radial Reflector를 삽입한 경우에 대해 노달코드를 이용하여 압력용기 표면의 중성자속 분포를 계산하는 방법론을 개발하고, Radial Reflector 설치의 효과를 검토하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.30 no.2
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• pp.55-60
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• 2005

The evaluation of neutron flux distribution was performed for the ex-core detector design of SMART-P. DORT and MCNP code were used for the calculation of energy-dependent neutron flux distribution at 100% full power condition. Two code results show that maximum thermal flux appears at the $1^{st}$ water region in IST region and agree within 10% difference. In addition, another evaluation was performed code with assumptions that cote was composed of fission source and control rod without fuel assemblies. These assumptions make neutron count rate to be minimized. As a results, maximum thermal flux showed $6.99{\times}10^{-2}(n/cm^2-sec)$, when the strength of initial fission source was assumed as $1.0{\times}10^8(n/sec)$. The main reason of these results is due to the thermalization of fast neutrons in the water region and thermal flux is proportional to 80% of total neutron flux. Therefore, optimization of filler material of detector guide tube, position of installation and axial length of detector segments is necessary for the design of ex-core detector to enhance the neutron count rate and above results could be used in ex-core detector design as a fluence requirement.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.3
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• pp.252-262
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• 1992

The intent of this study is to develop an efficient calculation method which can be used to analyze the heterogeneous time-dependent reactor problems. By using the nodal theory one can not only reduce the calculational efforts, but accurately determine the group dependent flux densities averaged over the entire homogeneous nodes. This method uses correction factors(called“discontinuity factors”) in a rigorous manner to obtain the relationship between the node-averaged flux and the surface-averaged fluxes and currents. The discontinuity factors are calculated from the node-averaged fluxes, diffusion coefficients, and the discontinuity factors of the previous time step. The test results for two benchmark problems demonstrate the accuracy and efficiency of the method developed for the transient application in which assembly-size nodes can be used.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.61-66
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• 1995

이 논문의 목적은 육방형 핵연료집합체로 구성된 3차원 노심을 해석하기 위한 다항식전개법을 개발하는 것이다. 이를 위해 3차원 육방형 핵연료 집합체를 6개의 3차원 프리즘노드로 분할하였다. 그리고 각 꼭지점에서의 점중성자속, 프리즘 각면의 면중성자속과 노드평균중성자속을 미지변수로 하여 다항식전개법에 의해 프리즘노드내의 중성자속분포를 근사하였다. 각 중성자속간의 관계식으로서 프리즘노드내에서의 노달중성자평형식, 두 노드사이의 면에서의 중성자류 연속관계식, 각 꼭지점에서의 중성자누설평형식을 사용하였다. 다항식전개법은 해석함수 전개법에 비해 약 3배정도 빠르며 4군확산방정식에도 훌륭이 적용되었다. 그리고 VVBR-1000 3차원 벤치마크 문제에서 최대출력오차 2.6%, VVER-440 3차원 벤치마크 문제에서 12 평면과 24평면으로 나눈 경우 각각 최대출력오차 15%와 6.6%, SNR 3차원 문제에서 8 평면과 16 평면으로 나눈 경우 각각 최대오차 5.4%와 2,6%를 보였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.96-101
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• 1997

양자가속기를 외부 중성자 공급원으로 하여 미임계 운전을 가능하게 하고 토륨을 핵연료로 사용하므로 장주기 핵종과 핵무기 재료물질의 발생량을 현저히 줄일 수 있는 새로운 노형인 energy amplifier에 대한 연구가 CERN을 중심으로 활발히 진행되고 있다. 본 연구에서는 토륨주기에 대하여 고정 중성자속 조사에 의한 핵분열 및 방사붕괴에 관한 모델을 정립하여 다수의 연립선형 미분방정식으로 구성하여 Runge Kutta 5-6차 자동시간 간격 수치해법을 이용하여 계산하였다. 결과는 1014의 고정 중성자속에 대하여 충분한 U233의 생산이 평형상태에 도달하고 장주기 핵종도 우라늄 주기에 비하여 현저히 줄어듬을 보이므로 가속기를 이용한 토륨 핵연료 주기의 타당성을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.125-130
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• 1996

최근 고리원자력 4호기 압력용기에 대한 제 3차 감시시험$^{(1)}$ 이 수행되었고 그 과정 중 측정된 시편에서의 반응률을 근거로 선량분석을 수행하였다. ENDF/B-VI를 근거로 만들어진BUGLE93$^{(2)}$ 라이브러리를 사용하여 각분할코드인 DORT version 2.7.3$^{(3)}$ 를 이용한 forward 및 adjoint 수송 계산 결과와 측정된 반응률을 결합하여 고리 4호기 원자로의 감시시편 X를 대상으로 1 MeV이상의 중성자속, 0.1 MeV 이상의 중성자속 및 dpa(displacement per atom)를 계산하여 측정치와 계산치를 비교하였다.