• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권1호
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• pp.44-60
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• 2021

In this paper, we validate the decay heat calculation capability via a two-step method to analyze spent nuclear fuel (SNF) discharged from pressurized water reactors (PWRs). The calculation method is implemented with a lattice code STREAM and a nodal diffusion code RAST-K. One of the features of this method is the direct consideration of three-dimensional (3D) core simulation conditions with the advantage of a short simulation time. Other features include the prediction of the isotope inventory by Lagrange non-linear interpolation and the use of power history correction factors. The validation is performed with 58 decay heat measurements of 48 fuel assemblies (FAs) discharged from five PWRs operated in Sweden and the United States. These realistic benchmarks cover the discharge burnup range up to 51 GWd/MTU, 23.2 years of cooling time, and spanning an initial uranium enrichment range of 2.100-4.005 wt percent. The SNF analysis capability of STREAM is also employed in the code-to-code comparison. Compared to the measurements, the validation results of the FA calculation with RAST-K are within ±4%, and the pin-wise results are within ±4.3%. This paper successfully demonstrates that the developed decay heat calculation method can perform SNF back-end cycle analyses.

• 한국응용곤충학회지
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• 제12권1호
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• pp.47-53
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• 1973

끝동매미충에 대한 국내장여품종, 계통 및 IRRI선발품종의 저항성정도, 그들 품종에 대한 끝동매미충의 산난선호성, 식이선호성, Antibiosis 및 몇개 지역의 끝동 매미충에 대한 벼의 저항성차이 유무를 알기 위해 시험을 실시한바 아래와 같은 결과를 얻었다. 1. 국내장여품종은 모다 감수성(S) 반응을 보였고 IR 667에서 얻어진 품종과 계통은 중간성(M) 반응을 보였다. 2. IRRI 선발품종중 Bir-tsan-3, MTU-15, DK-1, DV-139, H105, ASD-7, MGL-2, PTB-18, Muthumanikam 및 Vellanlangalayan은 저항성 반응을 보였고 IR20과 Mudgo는 중도저항성을 보였으며 IR8, IR22, Pankari-203, Su-Yai-20 및 T(N)1은 감수성 반응을 나타내었다 3. Nephotettix cincticeps와 N. impicticeps간에 현저히 다른 반응을 나타낸 품종은 H105, IR8, Mudgo, Pankari-203 및 Su-Yai-20이었다. 4. 산난선호성은 품종에 따라 현저한 차이가 있었는데 비교적 많은 산난수를 보인 품종은 Suweon 215, Shirogane, Su-Yai-20 및 Milsung 등이었고 비교적 적은 품종은 Palkweng, Kimmaze, Mudgo 및 Akibare 등이었다. 5. 식이선호성도 품종에 따라 현저한 차이가 있었는데 비교적 부착충수가 많은 품종은 Shirogane, $Shin{\#}2$, Paltal 및 Nongbaek등이었고 비교적 적은 부착충수를 보인 품종은 Su-Yai-20, TKM-6, Mudgo 및 Murunga 137 등이었다. 6. 유묘의 저항성과 산난선호성, 식이선호성들 간에 유의한 상관은 없었으나 유묘의 저항성과 식이선호성은 비교적 깊은 관계가 있는 것 같았다. 7. 공시품종에 대한 부화약충의 생존충율에 있어서 PTB-18은 3일만에, Muthumanikam은 7일만에, Vellanlangalayan과 H105는 8일만에, 100의 사충률을 보였으며 그 외에도 저항성품종에서 낮은 생존충률을 보였다. 8. 수원, 이리, 밀양 및 진주 4개 지역의 끝동매미충에 대한 벼의 반응에 차이가 없어 끝동매미충의 생태형은 찾아 볼 수 없었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.375-387
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• 2019

본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반 용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계 기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h^-1와 0.065 mSv·h^-1로 도출되어 선량률 제한치인 2.0 mSv·h^-1와 0.1 mSv·h^-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.321 mSv·h^-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h^-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.

• 융합신호처리학회논문지
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• 제12권4호
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• pp.274-280
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• 2011

최근 연구가 활발히 전행되고 있는 IP기반 무선 센서네트워크 기술은 현대인들 삶의 질적 향상이나 요구사항을 만족시키기 위해 반드시 필요한 기술 중의 하나이다. IP기반 무선 센서네트워크의 대표 기술로는 6LoWPAN 프로토콜이 있다. 기존 6LoWPAN 프로토콜 상에서 제공되는 기능 중 단편화 기법은 여러 개의 IEEE 802.15.4 프레임이 나뉘어져 도착하는 것을 말하는데, 센서네트워크의 프로토콜 데이터 단위가 102바이트인데 반해 IPv6의 최대 전송 단위가 1280바이트로 큰 차이를 보이기 때문에 이를 극복하기 위한 기술로 단편 패킷 전송의 특성상 많은 에너지 소모가 일어난다. 본 논문에서 제안한 ID 기반 단편 패킷 전송 기법을 적용한 결과 주소 방식(16, 64bit)에 따라 약 7-22% 정도 전송횟수가 감소되었다. 뿐만 아니라, 기존 LOAD 라우팅 프로토콜을 사용하여 경로 설정을 할 경우 센서노드가 통신을 할 수 없는 경우가 아니면 한번 설정된 경로는 변하지 않는다. 이는 특정 노드의 에너지 고갈을 야기 시키고 네트워크 전체에 영향을 주기 때문에 적절한 에너지 분배가 이루어져야 한다. 에너지 분배를 고려할 수 있도록 제안한 LOAD 라우팅 프로토콜은 통신이 이루어질수록 전체 네트워크 내에 모든 노드들의 에너지는 균등하게 유지됨을 보였다. 또한 한 번의 라우팅 수행 시 이웃 노드들의 정보를 획득할 수 있어 원 홉 데어터 전송에 소모되는 에너지를 절약할 수 있다. 따라서 본 논문에서 제안된 6LoWPAN 프로토콜은 에너지 제약 조건이 심한 무선 센서네트워크 환경에 매우 적합하다 할 수 있다.

• 분석과학
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• 제13권6호
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• pp.751-758
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• 2000

사용후핵연료에 미량 함유되어 있는 요오드를 정량하기 위하여 분리 및 회수를 위한 최적조건을 실험하였다. 사용후핵연료의 용해를 위하여 모의 사용후핵연료를 이용하였으며 용해과정에서 요오드가 휘발되지 않는 혼합산(질산:염산)의 최적 혼합비는 80:20 mol%이었으며 비휘발성 요오드의 생성을 촉진시키기 위하여 오존을 사용하였을 때 요오드의 회수율이 6회 평균 측정값이 9.6% 증가를 나타내었다. 사염화탄소에 의한 요오드 추출과정에서 ${IO_3}^-$를 $I_2$으로 환원시키기 위하여 $NH_2OH{\cdot}HCl$을 사용하였으며 요오드 환원에 적합한 용해용액의 산도는 2.5 M 그리고 $NH_2OH{\cdot}HCl$의 양은 $1.5{\times}10^{-3}mole$ 이상이었다. 분리된 요오드는 이온 크로마토그래피로 정량하였으며 이때 회수율은 $82.8{\pm}4.1%$로서 $^{131}I$를 추적자로 사용하여 보정하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권4호
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• pp.547-556
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• 2014

Korea expects a shortage in storage capacity for spent fuels at reactor sites. Therefore, a need for more metal and/or concrete casks for storage systems is anticipated for either the reactor site or away from the reactor for interim storage. For the purpose of interim storage and transportation, a dual purpose metal cask that can load 21 spent fuel assemblies is being developed by Korea Radioactive Waste Management Corporation (KRMC) in Korea. At first the gamma and neutron flux for the design basis fuel were determined assuming in-core environment (the temperature, pressure, etc. of the moderator, boron, cladding, $UO_2$ pellets) in which the design basis fuel is loaded, as input data. The evaluation simulated burnup up to 45,000 MWD/MTU and decay during ten years of cooling using the SAS2H/OGIGEN-S module of the SCALE5.1 system. The results from the source term evaluation were used as input data for the final shielding evaluation utilizing the MCNP Code, which yielded the effective dose rate. The design of the cask is based on the safety requirements for normal storage conditions under 10 CFR Part 72. A radiation shielding analysis of the metal storage cask optimized for loading 21 design basis fuels was performed for two cases; one for a single cask and the other for a $2{\times}10$ cask array. For the single cask, dose rates at the external surface of the metal cask, 1m and 2m away from the cask surface, were evaluated. For the $2{\times}10$ cask array, dose rates at the center point of the array and at the center of the casks' height were evaluated. The results of the shielding analysis for the single cask show that dose rates were considerably higher at the lower side (from the bottom of the cask to the bottom of the neutron shielding) of the cask, at over 2mSv/hr at the external surface of the cask. However, this is not considered to be a significant issue since additional shielding will be installed at the storage facility. The shielding analysis results for the $2{\times}10$ cask array showed exponential decrease with distance off the sources. The controlled area boundary was calculated to be approximately 280m from the array, with a dose rate of 25mrem/yr. Actual dose rates within the controlled area boundary will be lower than 25mrem/yr, due to the decay of radioactivity of spent fuel in storage.