• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.3 no.1
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• pp.23-30
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• 2005

From measured results of the neutron fields at some principal places within the containment building in a CE type nuclear power plant in operation, the radiation exposure of a worker to the neutron at there was evaluated and the equivalent dose reflecting new recommendation (ICRP 60) was compared with that doing the old one (ICRP 26). The measured neutron field was also compared with calibration neutron field. From the analysis, the following conclusion was obtained: the average neutron radiation weighting factor according to new recommendation is 2.41 to 2.71 times higher than the old one. The average neutorn radiation weighting factor at the measured place was similar to that at calibration neutron field. The average neutron energy at measured place was between 42 and 158 keV and higher than that of calibration field of 500 keV. So, the measured equivalent dose in nuclear power plant could be overestimated compared to the real equivalent dose.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.3 no.3
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• pp.121-128
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• 1971

A unified modal-nodal expansion of tile angular distribution of neutron flux in one spatial dimension is considered, following the proposal of Harms. Several standard nodal and/or modal methods of analysis are shown to be specializations of this technique. The modal-nodal moment from of the mono-energetic transport equation with isotropic sources and scattering is derived and the infinite medium eigenvalue problem solved. The technique is shown to yield results which approximate the exact value of the inverse diffusion length in non-multiplying media more accurately than standard methods of equal or somewhat greater computational complexity.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.28 no.2
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• pp.197-205
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• 1996

울진 2호기 5주기 노물리 시험 결과 기준 제어군의 제어능과 기준 제어군 삽입 전후의 붕소 농도의 차이의 비로 정의되는 평균 붕소능의 측정 결과가 제한치를 위배하였다. 이것은 노물리 시험시 사용하는 노외 계측기가 비보상형 전리함이기 때문에 중성자속 준위가 낮을 때 감마 background 에 의한 영향이 커지며, 이런 경우에 발생될 수 있는 현상으로 판명되었다. 따라서 본 연구에서는 이러한 감마 background로 인한 반응도 증가 현상을 분석하기 위해 점 동특성 방정식을 수치 해석적으로 풀고 이로부터 감마 background가 없을 때의 기준 제어군 제어능 측정 시험을 모사 계산하였다. 이러한 방법으로 계산한 결과, 기준 제어군의 예상 측정제어능이 실제 측정치보다 약 6%증가하였으며 이 값을 사용하여 평균 붕소능을 계산한 바에 의하면 그 제한치를 만족하는 것으로 평가되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.746-751
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• 1998

붕소 중성자 포획 요법(BNCT, Boron Neutron Capture Therapy)용 열외중성자빔의 개발을 위하여 방사성 동위원소인 Cf-252를 중성자 선원으로 사용하였으며 상대적으로 낮은 중성자속을 높이기 위하여 미임계 증배 집합체를 이용하였다. 이전에 계시된 미임계 증배 집합체는 높은 핵연료 농축도를 필요로 하는 단점이 있어 본 연구에서는 이를 감소시키기 위한 몇 가지 설계안을 제시하였다. 중성자빔 설계를 위하여 몬테칼로 방법을 이용한 전산코드인 MCNP를 이용, 타원형두뇌 팬텀 내에서 AD, AR ADDR및 각각의 선량성분 등을 계산함으로써 설계된 중성자빔의 특성분석을 수행하였다. 새롭게 개선되어 제시된 중성자빔의 설계는 상대적으로 낮은 핵연료 농측도를 보이면서 기존의 결과와 유사한 결과를 보여주고 있으며 특히 두뇌 팬텀 내에서의 선량률은 기존에 비해 매우 높은 값을 보임으로써 짧은 시간에 효과적으로 뇌종양을 치료할 수 있는 이 점이 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.93-98
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• 1998

PEN(1)(다항식전개 노달) 해법을 육방형 노심의 과도상태 해석과 Adjoint flux(수반 중성자속)해법에 응용하여 여러가지 Benchmark문제들(3)(4)(5)을 풀고 그 결과를 다른 수치기법 결과와 비교·분석하였다. 2차원 육방형 대형중수로 과도상태 Benchmark문제(5)를 다항식전개 노달해법에 의한 과도상태 해석·검증의 대상으로 삼았으며 그 기준 계산치로서 FX2-TH 코드의 계산결과를 사용하였다 대형중수로 노심의 과도상태 해석 결과, 기준해와 비교해 집합체 낙하시작 3초 후에 집합체가 낙하한 위치에서 Normalized Flux 오차가 0.5% 이내, 집합체가 낙하하지 않은 위치에서 Normalized Flux 오차가 1% 이내의 정확한 결과를 보였다. Adjoint flux 해의 검증을 위해서는 VENTURE 코드(2)의 계산 결과를 기준해로 하였으며, 계산능 검증을 위해 사용된 대부분 의 Benchmark 문제들에서 작은 오차를 보였으나 반사체가 포함된 IAEA 문제에서는 큰 오차를 보였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.44-49
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• 1997

액체금속로용 2차원적 연소 해석 코드 REBUS-2[1]에 횡방향 적분법 및 다항식 전개법에 기초한 3차원적 육방형 노달 방법을 결합하여, 3차원적 연소 해석 코드 REBUS-K를 개발하였다. REBUS-K는 3차원적 중성자속 분포 계산 및 미시적 연소 계산을 통해 노내 연소 해석을 수행하며, 또한 핵연료 방출/재배치 및 재장전, 재처리, 성형가공 등의 노외 주기 계산을 수행한다. 비평형주기 및 평형주기 해석을 수행하며, 평형주기 해석 시에는 지정된 제한 연소도 및 증배계수를 만족시키는 주기 길이와 장전 농축도를 탐색한다. 개발된 코드의 검증 계산을 450 MWt 액체금속로의 비평형주기 및 평형주기 문제에 대하여 수행하였으며, 계산 결과를 Argonne 연구소의 3차원적 연소 해석 코드 REBUS-3[2]의 결과와 비교하였다. 그 결과 원자로 증배계수, 출력 분포, 증식율, 연소도, 장전 핵연료의 농축도, 주기 길이 등의 연소 특성이 수렴 조건 이내에서 일치하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.137-142
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• 1998

이 연구의 목적은 혼합핵연료 장전노심에서와 같이 스펙트럼이 상이한 인접핵연료의 영향으로 나타나는 노드내 스펙트럼 이력효과를 보정해 주고자 하는 것이다. 이를 위해 이 연구에서는 노드내 13개 지역에서 국부적 미시연소를 수행하여 스펙트럼 이력이 각각 다른 13 개의 독립적인 핵단면적을 구하였고 이로부터 노드내 핵단면적의 분포를 다항식으로 근사하였다. 스펙트럼 이력구배 효과의 보정은 노드내 중성자속 가중평균 핵단면적과 노드내 핵단 면적의 분포에 따른 불연속인자로 보정하였다. 이 스펙트럼 이력구배 효과 보정방법을 혼합 핵연료와 우라늄핵연료가 Checkerboard 형으로 무한히 장전된 경우에 대하여 검증계산을 수행하여 참조해인 CASMO-3 결과와 비교하였다. 스펙트럼 이력분포가 고려되지 않은 경우는 연소도 40 MWD/kgHM에서 노심 반응도에서 약 0.38%, 봉출력에서 최대 11.2 %, 평균 4.3%의 오차를 보였으나 스펙트럼 이력분포를 반영함으로서 노심 반응도에서 0.12 %, 봉출력에서 최대 4.9%, 평균 1.3%의 오차를 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.10 no.2
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• pp.87-92
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• 1978

Multigroup constant calculation system for TRIGA-type reactor analysis was provided. Calculations for initial criticality, temperature coefficient, flux and power distributions of TRICA-Mark III reactor were carried out by using diffusion code CITATION. And some of results were compared with the values of start-up experiments and design values. It could be confirmed that the prepared computation system is very useful for TRIGA-type reactor analysis.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.6 no.1
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• pp.27-35
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• 1974

A neutron sensitive ionization chamber has been successfully developed by an improved technique for reactor instrumentation. This instrument is 50mm in diameter and 87cm in length, and can yield a current of 14$\mu$A when in a neutron flux of around 10$^{9}$ nv. The normally required voltage is +350v. The instrument may be removed from operating flux and disassembled immediately without special precautions from radiation.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2000.07d
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• pp.2678-2680
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• 2000

In this paper, we calculates mathematical model of ex-core neutron flux monitoring system for nuclear reactor and design the digital system using the bilinear transformations. The output pulse shape and resolving time of the system determines from the proposed method.