• Nuclear Engineering and Technology
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• 제4권4호
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• pp.280-293
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• 1972

원자로(TRIGA MARK-II)노심의 특정위치에서 0.5 Mev 이상의 고속중성자 스펙트럼을 발단검출기(Threshold detector)를 사용하여 실험적으로 측정하였다. 발단검출기의 실험적인 방사화자료로서 결정되는 일련의 적분방정식에 대한 근사해를 얻기 위하여 최소자승법의 개념을 이용한 급수전개법을 사용하였다. 상이한 가중함수 (weighting function)를 사용하므로서 해답에 미치는 영향을 각측정에서 분석 검토하였다. 이방법의 사용에 관련되는 수치계산을 수행하기 위하여 UNIVAC 1106전자계산기를 위한 계산코드를 준비하였다. 본 연구에서 얻은 미분적 고속중성자 스펙트럼은 독립적으로 다군 수송이론에 의하여 얻은 결과와 잘 일치하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.252-262
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• 1992

시간 및 공간 종속형 중성자 수송 방정식으로부터 비균질 원자로 노심해석의 효율적인 방법을 개발하였다. 이를 위해 계산 시간을 단축하고 각 집합체 크기의 소격격자(coarse mesh)에 대한 평균 중성자속을 정확히 예측할 수 있도록 노달방법(nodal method)을 도입하였고, 노드 별 평균 중성자속과 노드 각 경계면의 평균 중성자속 및 유속(flux and current)과의 관계식을 얻기 위하여 조정 인자( correction factor)로서 불연속인자(discontinuity factor)를 사용하였으며, 이 인자는 이전 시간대(previous time step)의 노드 평균 중성자속, 확산계수, 그리고 불연속인자 등에 따라 새로이 계산(updating)된다. 본 논문에서 개발된 방법을 시간에 따라 비교적 단순히 변하는 과도 노심(TWIGL)과 급격한 중성자 거동의 변화를 모사하는 과도 노심(LRA)에 적용한 결과 정확성 및 효율성이 입증되었 다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권4호
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• pp.196-203
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• 1982

본 논문에서는 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체를 수송하기 위한 Cask를 설계하였다. 이를 위하여 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체로부터 방출되는 감마선과 중성자를 계산하여 MORSE 및 ANISN전산 코드로써 차폐 계산을 수행하였다. 그 결과, 9개의 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask가 가장 적합하다는 것을 밝혔다. 이 Steel Cask에 대한 안전성을 평가하기 위하여 연료봉의 중심 온도와 복재온도를 계산하여 핵연료의 용융점보다 훨씬 낮음을 증명하였다. 또한 KENO와 MORSE전산 코드를 사용하여 임계도 계산을 수행하여 미임계 상태임을 증명하였다. 이로써 9개의 기사용 핵연료 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask를 간단히 설계하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제11권1호
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• pp.37-43
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• 1986

ICRU 구(球)를 피사체(被射體)로 하여 300 keV 중성자(中性子)의 방사선량(放射線量) 관계량(關係量)을 평가(評價)하였다. 피사체내(被射體內)의 선량당량(線量當量) 분포(分布)를 직접(直接) 산정(算定)하기 위해 중성자(中性子)-광자(光子)-하전입자(荷電粒子) 결합수송(結合輸送)을 다룰 수 있는 몬테칼로 코드 NEDEP을 사용하였다. 계산결과(計算結果) 얻은 방사선량(放射線量) 관계량(關係量)은 다음과 같다. 심부선량당량지수(深部線量當量指數) $H_{I,d}:1.78{\times}10^{11}\;Sv-cm^2$ 표층선량당량지수(表層線量當量指數) $H_{I,s}:2.08{\times}10^{-1}\;Sv-cm^2$ 주위선량당량(周圍線量當量) $H^*(0.07):1.70{\times}10^{-11}\;Sv-cm^2$ 주위선량당량(周圍線量當量) $H^*(10):1.78{\times}10^{-11}\;Sv-cm^2$ 실효선질계수(實效線質係數) $\bar{Q}^*(10):12.4$

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제13권4호
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• pp.264-276
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• 1981

TRIGA Mark-III 원자로의 핵특성을 실제운전상태와 유사하게 모사할 수 있는 해석절차를 개발하였다. 계산에 사용한 전산코드는 다군중성자확산 연소계산코드인 CITATION이고 채택한 중성자에너지군의 수는 TRIGA형 원자로에서 일반적으로 사용하는 7군(고속영역 3, 열영역 4)이다. 직접적인 3차원 계산이 현실적으로 불가능하므로 평면 2차원계산과 원통형 2차원 계산으로 3차원 효과를 기하였다. 연구로와 같이 노심이 작은 원자로에 대하여는 중성자평형에서 buckling에 의한 효과가 매우 크기 때문에 이를 정확하게 나타내는 방법의 개발에 중점을 두었다. 본 연구에서는 에너지군 또는 영역에 무관한 buckling을 중성자 수송이론으로 산출하는 전형적인 방법을 사용하지 않고 중성자 확산이론으로서 에너지군별, 영역별 buckling을 산출하였으며, 이를 이용하여 수행한 노심계산의 결과는 만족스러웠다. 계산시 노심은 원자로수조의 중앙부에 있는 것으로 하고 제어봉은 완전히 인출되었으며 동위원생산용 조사시료는 없는 것으로 가정하였다. 계산결과로서 연소에 따른 초과반응도가의 변화, 운전이력에 따른 Xe-135 독작용의 변화, 회전조사시료대의 반응도가를 산출하고 이를 실제 운전자료와 비교하였다. 또한 중성자속 및 출력분포, 노심 각 조사시설에서의 중성자 스펙트럼등에 대한 계산결과도 제시하였다.

• 에너지공학
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• 제16권4호
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• pp.155-163
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• 2007

원자로의 안전성 확보를 위해 재장전 기간 동안 수행되는 노물리 시험에서 제어봉의 반응도가(reactivity worth) 산출을 위해 노심의 임계도를 측정해야 하고, 기동운전 시에도 반응도 사고를 대비하여 미임계도가 감시되어야 한다. 미임계도나 제어봉가 측정을 위한 연구가 국내외적으로 지속되어 왔으며, 최근에는 일본에서 "개선된 중성자 선원 증배법(Modified Neutron Source Multiplication Method, MNSM)"이 제안되어 기존의 중성자 선원 증배법의 한계를 극복하였다. 본 연구에서는 MNSM을 경희대 교육용원자로 AGN-201에 적용하여 미임계도를 계산하고 새로운 방법의 타당성을 평가하였다. MNSM의 적용을 위해 AGN-201 원자로에 적합한 핵자료집과 중성자수송 전산코드인 TRANSX - PARTISN 체계를 구축하였고, 유효증배계수와 중성자속(flux) 분포, 수반 중성자속(adjoint flux) 분포 등을 계산하여 제어봉위치에 따른 보정인자들을 산출하였다. 원자로의 미임계도 측정값은 $BF_3$ 비례계수관으로 측정한 중성자계수율을 사용하여 확보하였다. 연구 결과로서 MNSM을 사용하여 평가한 미임계도가 전산코드로 계산하여 얻어진 이론적인 미임계도 값에 근접하고 계산된 보정인자도 유효함을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권1호
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• pp.17-25
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• 1996

본 연구에서는 사용 후 핵연료의 안전수송을 위한 수송용기의 설계/해석 항목 중 용기 내부에 장전한 핵연료에서 방출되는 중성자의 방사선량률을 효과적으로 평가하는 방법을 구축하기 위하여 수송용기의 방사선차폐해석을 기존의 해석 수행방법인 결정론적인 방법으로 수행하고 확률론적인 방법으로 그 결과를 검증하였다. 결정론적 방법을 이용한 해석코드로 Discrete Ordinate 방법의 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 이에 대한 비교와 검증을 위한 확률론적 방법의 차폐해석 코드로는 Monte Carlo 해법의 해석코드인 MCNP4A을 이용하였다. 동일한 대상물에 대한 방사선량율에 대한 평가를 두 방법으로 수행한 결과 두 방법으로부터의 해석결과는 큰 차이를 보이지 않았다. 이 결과비교를 통하여 사용후 핵연료 수송용기에 대한 방사선량율 평가가 올바르게 수행된 것을 확인할 수 있었고 또한 설계 및 해석에 관한 품질보중사항이 규정된 10CFR71 appendixH의 설계해석 및 전산코드 검증에 따한 요구조건을 만족시킬 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권2호
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• pp.73-80
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• 2011

한국방사성폐기물관리공단 주관 하에 개념 설계된, 연소도이득효과 적용 대용량 수송용기에 대해 방사선 차폐 안전성을 평가하였으며 여러 방사선원들이 수송용기 주변 선량률 분포에 미치는 영향을 분석하였다. 가능한 모든 방사선원(중성자선원, 감마선원, 방사화선원)들을 고려하였으며 보수적인 가상의 핵연료(너비: WH 17 RFA, 축방향: CE Type)를 선정, 실제 상황과 동일한 조건이 되도록 계산모델을 구축하였다. 모든 조건(정상 및 가상사고 조건)에서 표면선량률과 외부선량률이 법적기준치를 만족하고 있었으며 축방향 높이에 따라 각 선원들의 기여도가 변하고 있었지만 정상조건에서의 최대 표면선량률과 외부선량률은 방사화선원에 의한 영향이 가장 높은 것으로 확인되었다. 가상사고 조건에서는, 중성자선원의 선량률 기여도가 대략 90%에 달하고 있었으나 수송용기 끝단에서는 방사화선원에 의한 선량률이 급격하게 상승함에 따라 BUC 적용 수송용기의 방사선 차폐해석시 충분히 보수적으로 해석되도록 방사화선원을 정밀하게 분석하여 설정하여야 할 것으로 판단되었다.

• 공업화학
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• 제9권6호
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• pp.884-888
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• 1998

고온 분위기하의 가열시간이 방사성물질의 수송용기 등에 사용하기 위하여 개발한 개질(KNS(Kaeri Neutron Shield)-102) 및 수소 첨가된 (KNS-106) 비스페놀-A형 에폭시수지계와 페놀-노블락형(KNS-611) 에폭시수지계 중성자 차폐재들의 열분해온도, 열전도도, 열팽창 등의 열적 성질 및 인장강도, 압축강도, 굴곡강도, 비중, 무게변화, 수소함량변화 등의 역학적 성질에 미치는 영향을 검토하였다. 고온 분위기하에서 가열시간이 증가함에 따라 초기단계에서 중성자 차폐재, KNS-102, KNS-106 및 KNS-611의 열분해온도는 증가하는 것으로 나타났으나, 초기단계 이후에는 거의 영향을 받지 않는 것으로 나타났다. 또한 가열시간의 증가에 따라 KNS-102와 KNS-106 차폐재의 열전도도는 감소하는 경향을 나타내었으나, KNS-611의 경우에는 증가하는 경향을 나타내었다. 반면 가열시간의 증가에 따라 중성자 차폐재들의 열팽창계수값은 모두 감소하였다. 고온 분위기하에서 가열시간의 증가에 따라 KNS-102와 KNS-611 차폐재의 인장강도 및 굴곡강도는 증가하는 경향을 나타내었으나, KNS-106은 감소하는 경향을 나타내었다. 그리고 고온 분위기하에서 가열시간은 중성자 차폐재들의 무게변화 및 수소함량의 변화에는 큰 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다.

• 한국재료학회지
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• 제8권5호
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• pp.457-463
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• 1998

방사선물질의 수송 및 저장용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중섣자 차폐재, KNS-201, KNS-301 및 KNS-601을 제조하였다. 기본물질은 개질 및 수소 첨가된 비스페놀 A형 그리고 노블락형 에폭시수지이며, 첨가제로는 수산화알루미늄 및 탄화붕소이다. 이들 중성자 차폐재들의 열적 및 역학적 성질 및 재방사선성 등을 평가하기 위해 여러 특성시험을 행하였다. 조사된 제반 특성들은 열분해온도;$257~280^{\circ}C$, 열전도도;0.95~1.14W/m.K, 열팽창계수 ;0.77~1.26x$10^{-6}$$^{\circ}$$C^{-1}$, 연소특성;$800^{\circ}C$이하, 평균연소시간;5초 이하, 평균연소길이 ;5mm 이하, 인장강도;2.5~3.2Kg/$\textrm{mm}^2$,압축강도:13.2~15.2kg/$\textrm{mm}^2$ 굴곡강도:5.2~604Kg/$\textrm{mm}^2$ 등을 나타냈다. 전반적으로 개발된 중성자 차폐재들의 관련 특성들이 외국에서 사용되는 중성자 차폐재, NS-4-RF보다 우수한 것으로 나타났다. 또한 KNS-601의 내방사선성이 KNS-201과 KNS-301보다 우수한 것으로 나타났다. 또한 KNS-601의 내방사선이 KNS-201과 KNS-301보다 우수한 것으로 나타났다.