• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권1호
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• pp.40-51
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• 1992

연구용 원자로의 분산형 핵연료에 대한 노내 조사 거동의 주요 특성중의 하나는 핵연료심 팽윤에 기인된 핵연료봉 직경 증가이다. 본 논문에서는 분산형 우라늄실리사이드 핵연료에 대한 노내 조사거 동과 실험 증거들을 분석함으로써 그 핵연료의 팽윤에 대한 물리적 해석 모형인, DFSWELL 전산 모형을 개발하였다. 문헌에 보고된 실험 증거들로부터 노내에서 U$_3$Si-Al 핵연료심의 부피변화는 온도와 핵분열율에 따라 크게 영향을 받는 것으로 나타났다. 분산형 우라늄 실리사이드 핵연료에 대한 정량적 팽윤량은 주어진 온도, 핵분열율, 핵분열고체생성물 측적 및 핵분열기체 기포거동을 고려함으로써 평가될 수 있다. 연구로의 분산형 우라늄실리사이드 핵연료의 팽윤 현상은 다음과 같은 세 가지 현상으로 귀결된다. i ) 핵분열기체생성물 기포 생성/축적에 치한 부피변화 ii ) 고체 핵분열생성물의 축적 및 상 변화에 의한 부피변화 iii ) 핵연료 입자와 기지 사이의 공유층에 대한 부피변화 상기 세 가지의 물리 적 현상을 고려하는 본 DFSWELL 전산 모형의 출력이력 조건에 따른 절대 예측치들은 실행 결과와 비교할 때 분산형 우라윰실리 사이드 핵연료의 조사추 팽윤 실측치와 잘 일치한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권2호
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• pp.159-168
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• 2014

In order to advance understanding of the breakaway swelling behavior of U-Mo/Al dispersion fuel under a high-power irradiation condition, the effects of fuel-matrix interaction on the fuel performance of U-Mo/Al dispersion fuel were investigated. Fission gas release into large interfacial pores between interaction layers and the Al matrix was analyzed using both mechanistic models and observations of the post-irradiation examination results of U-Mo dispersion fuels. Using the model predictions, advantageous fuel design parameters are recommended to prevent breakaway swelling.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제33권4호
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• pp.365-374
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• 2001

In order to examine the in-reactor performance of very-high-density dispersion fuels for high flux performance research reactors, U-l0wt.%Mo microplates containing centrifugally atomized powder were irradiated at low temperature. The U-l0wt.%Mo dispersion fuels show stable in- reactor irradiation behaviors even at high burn-up, similar to U$_3$Si$_2$ dispersion fuels. The atomized U-l0wt.%Mo fuel particles have a fine and a relatively uniform fission gas bubble size distribution. Moreover, only one of third of the area of the atomized fuel cross-sections at 70a1.% burn-up shows fission gas bubble-free zones, This appears to be the result of segregation into high Mo and low Mo.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권9호
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• pp.2130-2137
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• 2020

The standard method for calculating anti-neutrino emissions from a reactor involves knowing the fractional fission rates for the most important fissioning nuclides in the reactor. To calculate these rates requires detailed reactor physics calculations based upon the reactor design, fuel design, burnup dependent fuel composition, location of specific fuel assemblies in the core and detailed operational data from the reactor. This has only been published for a few reactors during specific time periods, whereas to be of practical use for anti-neutrino reactor monitoring it is necessary to be able to predict these on the publicly available information from any reactor, especially if using these data to subtract the anti-neutrino signal from other reactors to identify an undeclared reactor and monitor its operation. This paper proposes a method to estimate the fission fractions for a specific reactor based upon publicly available information and provides a database based upon a series of spent fuel inventory calculations using the FISPIN10 code and its associated data libraries.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.335-335
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.273-273
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 추계학술발표회요약집
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• pp.254-254
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• 1998

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.220.2-220
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.226-226
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.241.2-241
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• 2002