• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제32권4호
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• pp.168-177
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• 2007

본 논문에서는 노심설계 단계에서 선정된 다양한 노심 장전모형 중에서 압력용기 중성자 조사취화 관점에서 가장 최적의 노심 장전모형을 선정할 수 있도록 신속하게 압력용기 취약위치에 대한 속중성자속을 예측할 수 있는 방법을 제시하였다. 인공신경회로망 기법을 통해 노심 반경방향 및 축방향 출력분포만을 이용하여 압력용기내벽 취약위치에서의 중성자 스펙트럼을 신속하게 평가할 수 있도록 중성자속 가중치를 생산하였고 데이터베이스를 구축하였다. 이 방법은 중성자 수송코드를 이용한 수송계산을 직접 수행하지 않고도 신속하게 압력용기 위치에서의 중성자 조사환경을 평가할 수 있으며 소송코드 결과와 비교하여 상대오차 3.4%이내의 정확도를 보였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.95-95
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.207-207
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• 2003

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권2호
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• pp.109-116
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• 2003

본 연구에서는 최근 국내 원자력발전소의 해체시 방사화 생성물 재고량의 평가 필요성이 대두됨에 따라 원자로 수명종로가 가까워지고 있는 고리1호기를 대상으로 원자로 각 구조물의 방사라 생성물 재고량을 ANISN과 ORIGEN2 코드를 이용하여 예비평가를 수행하였다. 코드 입력자료로는 노심에서부터 차폐콘크리트까지 반경방향으로 8개 영역으로 나누어 ANISN 코드를 사용하여 중성자속을 계산하였다. 또한 압력용기의 중성자속 분포를 가지고 주요 핵종의 단일 그룹 반응단면 적을 보정하였다. 본 연구의 결과 압력용기의 경우 원자로 정지시점에서 약 10년까지는 $^{55}Fe,\;^{59}Ni,\;^{63}Ni,\;^{60}Co$ 핵종이 총 방사능의 약 95%정도를 차지하였으며, 약 50년 이상 냉각 후의 총 방사능은 원자로 정지시점과 비교하여 약 0.2 % 이하로 감소하는 것으로 평가되었다. 또한 압력용기의 무게가 210 ton임을 고려해 볼 때, 압력용기의 총 방사화생성물 재고량은 $5.25{\times}10^6GBq$로 계산되었다. 또한 차폐콘크리트의 경우 약 10년 이상 냉각 후의 총 방사능은 원자로 정지시점과 비교하여 1 %이하로 급격히 감소하는 것으로 평가되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.79-84
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• 1997

동특성 분석 코드 시스템 PANBOX2는 시간에 대한 미분을 Implicit Euler 방법을 사용하여 근사한다. 이 경우 Local Truncation Error는 중성자속의 이차 미분에 비례한다. Time-Step-Doubling 기법을 이용하여 Local Truncation Error의 근사치를 구하고 이를 이용하여 Time Step Size를 조절해 주는 방법을 동특성 분석 코드 시스템 PANBOX2에 도입하였다. LRA와 NEACRP 제어봉 인출사고 검증문제에 대한 분석 결과, PANBOX2 시스템의 기존 방법에 비해 효과적으로 Time Step을 제어하였으며 보다 정확한 결과를 얻을 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.185-190
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• 1997

고속로 검증실험의 2차원 상세해석을 MATXS형 라이브러리와 TWODANT를 이용하여 수행하였다. 80군자료를 2차원 coarse mesh 계산으로 생산된 중성자속을 가중함수로하여 25군으로 축약하고, P$_3$S$_{8}$, 2차원 R-Z모델로 임계도 및 중심반응률비를 계산하여 실험값과 비교하였다. 이 과정에서 ENDF/B-VI$_3$, JEF-2.2 그리고 JENDL-3.2 라이브러리를 상호 비교, 검토하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.92-97
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• 1997

경수로용 전산코드인 ERAPCON2를 CANDU 핵연료의 거동에 사용하기 위하여 소결체-피복관틈새 열전도 모형과 소결체내 중성자속 분포 모형을 개조하였다. 기존의 CANDU핵연료 전산코드와 비교한 결과 CANDU핵연료의 열적거동 분석에 있어 거의 동일한 결과를 얻었다. 이를 사용하여 DUPIC 핵연료의 열적 거동특성을 알아보았다. 고용성 핵분열생성물에 의해 감소된 DUPIC 핵연료의 열전도도에 의하여 핵연료 중심부 온도가 증가됨을 알 수 있었다. 선출력 500W/cm에서 중심온도가 230-320K 정도 증가하였다. 따라서, DUPIC핵연료 설계에서 중심온도 증가에 대한 세밀한 분석이 요구된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권1호
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• pp.33-40
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• 1983

본 논문에서는 Shanks의 수열 전환방법 중 $E_{k}$-전환을 연구하여 $E_1$-전환과 single extrapolation 방법과의 관계를 정립하고 나아가서 중성자 확산 방정식의 반복법에 $E_1$$^2$-전환을 적용하여 double extrapolation 방법을 유도하고 있으며, 이를 CITATION코드에서 적용해 보았다. 이 경우 double extrapolation은 기존의 single extrapolation 방법보다 효과적으로 외부 반복법을 가속시키고 있는데 단, double extrapolation 방법이 일어날 수 있는 조건을 만족시켜 double extrapolation이 일어나는 경우이다. 또 CITATION코드는 내부 반복법에서 'Equipose' 방법이라하여 내부 반복횟수를 1회만 하고 외부 반복법으로 넘어가는 방법이 가장 빠른 것으로 간주하고 program이 되어 있으나, 내부 반복법에서 에너지 군별로 반복횟수를 다르게 줄 경우, 예를 들면 속 중성자속과 열 중성자속을 계산하는 반복과정중 반복횟수를 각각 2번과 1번으로 줄 경우는 기존의 Equipose보다 매우 빠름을 알 수 있다. 단, 이 경우는 에너지 군이 2군일 경우 명확하게 보여주고 있다.

• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제7권4호
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• pp.316-322
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• 2019

본 연구에서는 환경적·물리적 인자들의 불확실성을 반영하는 확률론적 접근법을 적용하여, 원자로 가동기간 동안 장시간 방사능에 노출된 원전 콘크리트 차폐벽의 재료적 특징 및 강도에 대한 영향을 평가하였다. 방사화에 따른 콘크리트의 재료적 특성 변화를 조사하였으며, 중성자 노출량과 시간과의 관계를 나타내는 중성자속 분석을 통해 차폐 콘크리트 의 시간의존적 압축강도와 인장강도의 변화를 예측하였다. 압축강도와 인장강도 각각의 변화에 따른 차폐 콘크리트의 파괴확률을 몬테카를로 시뮬레이션(Monte Carlo Simulation) 기법을 적용하여 추정하였다. 본 연구에서는 가동 40년 만인 2017년에 영구정지한 고리 1호기의 해체 안전성 평가를 위해, 이와 유사한 원전유형 및 관련 자료를 활용하여 콘크리트 생체차폐벽의 성능변화를 예측하였다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2004년도 추계학술대회 논문집 전기기기 및 에너지변환시스템부문
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• pp.52-54
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• 2004

현대정보화산업에서 배전계통의 부하는 첨단 제어장치, 다양한 반도체 전력변환 설비, OA기기 및 PC 둥의 사용으로 배전계통의 중성선에 영상 고조파가 많이 발생한다. 이것을 최소화하기 위해서 본 연구에서는 중성선의 영상전류를 제거하는 장치인 특수 리액터를 설계하고 유한요소프로그램(Flux2D)을 이용하여 특성을 해석하여 검증하였다. 최적설계를 위하여 누설자속의 최소화, 코아 및 동손의 최소화를 위한 설계알고리즘도 구성하여 최적설계안을 제안하였다.