• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.79-84
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• 1995

핵연료집합체 연소도 계산용 전산코드인 CASMO-3를 도입하여 한국고유핵설계체계를 개발하기 위해서는 CE형 핵연료집합체의 핵적특성을 파악하는 것은 필수적이다. 따라서, CASMO-3와 몬테칼로 전산코드인 MCNP-4A를 이용하여 CE형 16$\times$16 핵연료집합체에 대한 $K_{inf}$ 및 봉출력 분포를 비교 분석하였다. $K_{inf}$ 의 경우는 CASMO-3에 의한 계산 결과가 0.5% 이내에서 MCNP-4A의 계산 결과와 일치하였으며, 봉출력분포의 경우도 제어봉 주변이나 Gd$_2$O$_3$ 독봉을 제외하고는 CASMO-3에 의한 계산 결과가 MCNP-4A의 계산 결과와 거의 일치하는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.73-78
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• 1995

이중 또는 삼중으로 탄소 피막된 핵연료 입자를 Graphite 소결체에 채워넣은 핵연료를 설계하고, 이에 대한 핵적 타당성을 검토하고자 하였다. 핵계산 체계로서 CASMO-3가 갖는 Spatial Self-shielding 효과의 문제, 코드의 계산 방식 문제, 핵자료 결손 문제를 검토한 후 보정 계수를 산출하려 하였다. CASMO-3의 정확도는 MCNP-4A를 통해 검증하였는데, 비균질한 소결체 내부를 균질화 함으로서 야기되는 Spatial Self-Shielding 효과는 임계도의 차이가 거의 없는 것으로 확인되어졌고, 계산 코드의 차이로 인한 효과 또한 무시할 수 있었다. 그러나 CASMO-3의 핵자료에서 탄소와 실리콘의 자료 부족은 임계도 차이가 0.06184정도로 다소 차이가 나기 때문에 보정이 필요함을 확인하였으나 CASMO-3 자체의 유용성에는 문제가 없었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.203-208
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• 1997

CASMO-3 코드의 기존 라이브러리들을 혼합핵연료 격자문제에 대한 검증계산을 수행하였다. CASMO-3 코드와 함께 도입되어 사용되고 있는 E4LIB-JA라이브러리는 플루토늄의 함량이 낮고, fissile 플루토늄 원소의 비율이 높은 조성의 혼합핵연료로 적용범위가 한정되었다. 혼합핵연료에 사용할 목적으로 Studsvik사가 수정한 40에너지군의 E4LIB-KA 라이브러리는 플루토늄의 함량이 약 12%이내로 제한되기는 하지만 비교적 혼합핵연료 계산에 유용한 것으로 나타났으나, 라이브러리의 개선된 내용이 구체적으로 알려지지 않아 앞으로 이를 사용자가 유지 관리하는데 문제점이 따르고 있다. 따라서 혼합핵연료 계산을 위하여 CASMO-3용 E63LIB/A 70에너지군 라이브러리를 ENDF/B-Ⅵ자료로부터 생산하였으며, 이를 알려진 혼합핵연료 임계실험자료를 대상으로 검증계산을 수행하여 그 유용성을 입증하였다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.5 no.2
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• pp.146-152
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• 1996

A small power reactor core of 108 MW$\_$th/ was designed with some design constraints: 2 year refueling cycle length, soluble boron free operation, low power density, and proven fuel assembly design - Uljin 3'||'&'||'4 design specifications. CASMO-3 and KINS-3 was used to evaluate operational capability for power level control via control rods. Cycle length, power peaking factor, M.T.C., and power coefficients were also checked. Designed core loaded with KOFAs satisfied all design goals. We found that much more burnable poisons are to be loaded with axial enrichment zoning. Control rod assemblies should be located at every other assemblies with more than 3 banks. Additional shutdown banks are proposed for the safe plant cooldown, which could be located at core periphery.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.54 no.2
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• pp.764-769
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• 2022

The United Arab Emirates is currently building and operating four units of the APR-1400 developed by a South Korean vendor, Korea Electric Power Corporation (KEPCO). This paper attempts to perform APR-1400 reactor core analysis by using the well-known two-step method. The two-step method was applied to the APR-1400 first cycle using the open-source nodal diffusion code, KOMODO. In this study, the group constants were generated using CASMO-4 fuel transport lattice code. The simulation was performed in Hot Zero Power (HZP) at steady-state and transient conditions. Some typical parameters necessary for the Nuclear Design Report (NDR) were evaluated in this paper, such as effective neutron multiplication factor, control rod worth, and critical boron concentration for steady-state analysis. Other parameters such as reactivity insertion, power, and fuel temperature changes during the Reactivity Insertion Accident (RIA) simulation were evaluated as well. The results from KOMODO were verified using PARCS and SIMULATE-3 nodal core simulators. It was found that KOMODO gives an excellent agreement.

• 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.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1995.05a
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• pp.117-122
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• 1995

원자력의 이용 분야 확대를 위하여 선박용 소형 동력로를 설계하였다. 본 연구에서는 다음의 제한 조건 및 설계 조건을 설정하여 핵적 개념 설계를 수행하였다. 노심의 부피는 국내 제작가능한 VLCC기종 유조선 기관실내에 배치 가능하도록 제한하였고, 선박의 정기 점검 기간에 맞춘 핵연료 재장전 주기 길이, 무붕산 노심 운전, 상용 가압경수로 보다 낮은 선출력과 출력 밀도, MUTSU호와 같은 1차 계통 열수력 조건, 등의 설계 조건을 설정하였다. 울진 3＆4의 핵연료 집합체의 길이만을 짧게 하여 사용하는 것에 대한 타당성 모색을 핵적 개념 설계 목표로 삼았다. 핵연료 집합체의 설계 및 반응단면적 생산은 CASMO-3 코트를, 노심 전체의 분석은 3차원 노달 코드인 KINS-3코트를 사용하였다. 개념 설계 결과, 노심 주기길이 690일을 달성할 수 있는 핵연료 집합체의 농축도와 갯수는 1.88%의 17개, 3.3%의 20개로 결정하였고, F$_{Q}$는 2.833이였고, 운전 상태에서의 감속재 온도 개수는 -24.8 pcm/$^{\circ}C$로 나타나서 한국형 원자로용 핵연료 집합체를 그대로 선박용 원자로에 사용 가능함을 볼 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.164-170
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• 1997

CASMO/MASTER 전산체계를 활용하여 600MWe급 가압경수로의 초장주기 무붕산 노심 핵설계 가능성을 검토하였다. 핵연료는 주기길이 1,600EFPD를 만족시키면서 잉여반응도를 평탄하게 유지시키기 위하여 MOX 핵연료를 사용하였으며, 가연성 독봉으로는 WABA와 IFBA를 혼합하여 핵연료집합체를 구성하였다. 그리고 제어봉 설계에서 잉여반응도 제어용 제어봉온 Ag-In-Cd을 사용하였으며, 잉여반응도 제어용과 A.O. 제어용이 독립적으로 작동되도록 설계했다. 또한 shutdown용 제어봉은 B$_4$C로 설계하였으며, 제어봉가를 증가시키기 위하여 B-10을 90w/o까지 농축했다. 노심분석 결과 A.O. $\pm$ 10%, AP600의 첨두출력제한지 2.6의 안전한계를 만족시키면서 제어봉만으로 주기길이 1600 EFPD 동안 반응도 제어가 가능하고 shutdown을 위한 노심 안전성도 확보되는 것을 확인하였다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.23 no.4
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• pp.256-262
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• 2014

Cycle length of domestic nuclear power plants is determined by the demand-supply plan of utility company. The target cycle length is achieved by adjusting the number of feed fuel assembly and fuel enrichment. Traditionally, utility company first select the number of feed fuel assembly and then find out the fuel enrichment to achieve the special cycle length. But it is difficult to find out if this method is most economical than any other combinations of the enrichment and batch size satisfying the same cycle length. In this paper, core depletion calculation is performed to find out the optimum combination of the enrichment and batch size for given target cycle length in terms of fuel cycle cost using commercial core design code; CASMO/MASTER code. To minimize the uncertainty resulting from transition core analysis, levelized fuel cycle cost analysis was applied to the equilibrium cycle core in order to determine the optimum combination. The sensitivity study of discount rate was also carried out to analyze the levelized fuel cycle cost applicable to countries with different discount rates. From the levelized fuel cycle cost analysis results, the combination with smaller batch size and higher fuel enrichment becomes more economical as the discount rate becomes lower. On the other hand, the combination with higher batch size and lower fuel enrichment becomes more economical as the discount rate becomes higher.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.423-428
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• 1996

The feasibility study on burning Am-241, 243 and Cm-244 nuclides in a conventional PWR (Pressurized Water Reactor) was carried out by using the TRIFON code that was developed by the Institute of Theoretical and Experimental Physics in Russia in 1992. TRIFON code uses updated ABBN Russian nuclear cross section library. The reference reactor is the Korea nuclear power plant unit 8 (YGN 2). The burning effect of Am-241, 243 and Cm-244 nuclides was studied with UO$_2$(3.5 w/o)fuel assembly and MOX (4.44 w/o) fuel assembly. The loaded mass ratio of Am-241, 243 and Cm-244 nuclides was obtained from the mass ratio of Am-241, 243 and Cm-244 nuclides in 10 year cooling spent fuel with average discharge burnup of 33 GWD/MTU. The effective transmutation rates of Am-241, 243 and Cm-244 nuclides in UO$_2$ fuel assembly were found to be higher than those in MOX fuel assembly. The result from TRIFON code was compared to that from CASMO-3/NEM-3D code system. For more reliable calculation of transmutation for MA(Minor Actinides) more sophisticated decay chain scheme of MA should be investigated and nuclear cross section library of MA should be considerably improved.