• Nuclear Engineering and Technology
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• 제3권3호
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• pp.148-154
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• 1971

원자로를 여러가지 불연속적 방법으로 가동시킬 때 얻어지는 방사성동위원소의 생성량을 구하는 식을 안출하였다. 특히 현재 우리나라 원자로의 가동조건인 월요일부터 목요일까지 매일 평균 8.2시간을 가동하고 금요일과 일요일은 가동치 않고 토요일은 평균 3.2시간으로 가동하는 조건을 중점적으로 다루었다. 이 경우의 activity를 구하는 식은 생성동위원소가 제 2의 핵반응으로 소실되지 않을 경우에는 (equation omitted) 가 된다. 여기서 A: activity (dps), $\Phi$: 중성자속(n $cm^{-2}$ sec$^{-1}$), No: 조사되기전 원자수, $\sigma$: 방사화단면적($\textrm{cm}^2$), λ: 생성방사성동위원소의 붕괴상수($hr^{-1}$), t： 조사하기 시작해서 끄집어낼 때까지의 시간(hr), n: 조사일수, m:금요일이 처음 나타날 때까지의 조사일 수, s, r, q: 조사기간중 금요일, 토요일 및 일요일이 나타난수를 각각 뜻한다. 윗식은 거의 고정항들로 구성되 있으므로 각 동위원소에 대해 이 고정항들을 계산하여 그 값을 구해 도표를 만들어 이 식이 보다 편리하게 이용되도록 하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.119-125
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• 1994

핵연료봉의 과도상태 출력준위는 핵연료봉의 과도상태 거동에서 가장 중요한 변수중의 하나이다. 핵연료 성능 데이타베이스의 분석과 핵연료의 과도상태 거동에 영향을 줄 수 있는 핵연료봉 출력이력, 속중성자속, 농축도 및 주기길이 등의 인자들의 민감도 분석을 통해서, ANS 과도조건 I 및 II에서 핵연료봉의 기계적 건전성이 유지되는 허용가능 과도상태 출력을 구하기 위해 일반적으로 적용이 가능한 방법론이 유도되었으며, 이를 통해 17$\times$17 KOFA 핵연료봉의 허용가능 과도상태 출력이 연소도의 함수로써 결정되었다. 이 방법론을 도입함으로써, 현재와 같이 매 주기마다 핵연료봉 과도상태 설계분석을 수행할 필요가 없이 단지 해당주기에서의 과도상태 최대 출력준위 평가로써 핵연료봉의 과도상태 설계를 대체할 수 있으며, 17$\times$17 KOFA 핵연료에 대하 낮은 연소도영역에서 기존의 최대 허용 과도상태 출력 준위인 591 w/cm보다 큰 최대 689.5 w/cm까지 허용함으로써 원자로 운전에 유연성을 줄 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권5호
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• pp.608-616
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• 2015

The migration of silver (Ag) in silicon carbide (SiC) and $^{110m}Ag$ through SiC of irradiated tristructural isotropic (TRISO) fuel has been studied for the past three to four decades. However, there is no satisfactory explanation for the transport mechanism of Ag in SiC. In this work, the diffusion coefficients of Ag measured and/or estimated in previous studies were reviewed, and then pre-exponential factors and activation energies from the previous experiments were evaluated using Arrhenius equation. The activation energy is $247.4kJ{\cdot}mol^{-1}$ from Ag paste experiments between two SiC layers produced using fluidized-bed chemical vapor deposition (FBCVD), $125.3kJ{\cdot}mol^{-1}$ from integral release experiments (annealing of irradiated TRISO fuel), $121.8kJ{\cdot}mol^{-1}$ from fractional Ag release during irradiation of TRISO fuel in high flux reactor (HFR), and $274.8kJ{\cdot}mol^{-1}$ from Ag ion implantation experiments, respectively. The activation energy from ion implantation experiments is greater than that from Ag paste, fractional release and integral release, and the activation energy from Ag paste experiments is approximately two times greater than that from integral release experiments and fractional Ag release during the irradiation of TRISO fuel in HFR. The pre-exponential factors are also very different depending on the experimental methods and estimation. From a comparison of the pre-exponential factors and activation energies, it can be analogized that the diffusion mechanism of Ag using ion implantation experiment is different from other experiments, such as a Ag paste experiment, integral release experiments, and heating experiments after irradiating TRISO fuel in HFR. However, the results of this work do not support the long held assumption that Ag release from FBCVD-SiC, used for the coating layer in TRISO fuel, is dominated by grain boundary diffusion. In order to understand in detail the transport mechanism of Ag through the coating layer, FBCVD-SiC in TRISO fuel, a microstructural change caused by neutron irradiation during operation has to be fully considered.

• 한국결정학회:학술대회논문집
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• 한국결정학회 2003년도 춘계학술연구발표회
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• pp.22-22
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• 2003

원자로에서 핵분열에 의해 생성된 고에너지 중성자는 감속재를 통해 열평형에 의해 에너지가 낮춰져 통계적 분포, 즉 Maxwell-Boltzman 운동에 따른 에너지 스펙트림을 갖게 된다. 중성자 산란장치는 통상 단색빔을 이용하므로 단색기(monochiomator)를 통해 이 분포에서 특정 파장의 중성자빔을 인출, 즉 단색화한다. 이때 단색기는 각각의 중성자 산란장치에 사용할 수 있는 특정 파장의 중성자빔을 인출하면서도, 파장의 퍼짐을 적절하게 조절하여 높은 중성자속(neutron flux)을 가지며 분해능도 또한 좋아야 한다. 전통적으로 많이 사용하는 단색화 방법은 결정의 내부결함을 유도하여 만든 모자익(mosaic) 결정을 이용하는 것이다. 이 방법은 특정 파장을 얻으면서도 좋은 분해능과 높은 중성자속을 갖는 모자익 결정을 만들기가 어렵고, 한번 결정된 단색기의 특성을 바꿀 수 없는 단점이 있다. 1980년대부터 몇몇 그룹이 거의 완전하게 성장된 단결정 슬랩을 미세하게 구부려서 탄성변형을 주어 effective 모자익 구조를 발생시킨 '구부린 완전결정(bent perfect crystal, BPC)' 단색기를 개발하여 특정 목적에 활용하는 시도를 하였다. BPC 단색기는 단색화된 중성자빔을 집속(focusing)할 수 있으며, 결정의 구부림 정도를 조절하고 배치 기하를 바꿈으로써 다양한 특성을 갖는 단색빔을 얻을 수 있는 장점이 있다. 이렇게 단색기의 기하학적 변수를 조절함으로써 회절빔의 집속도와 분해능을 조절할 수 있어서 잔류응력 측정이나 단결정 회절 및 집합조직 측정장치 등에 적용할 수 있다. 본 연구에서는 BPC 단색기의 원리와 여러 배치기하에 따른 빔의 특성을 소개하고자 한다.빔이 시료와 상호 작용하는 면적과 상호작용하지 않을 때의 빔을 회절모드에서 faraday cup으로 측정한 빔전류로 부터 계산하였다. Gibbsite에 대한 전자빔 조사 시 1분 이내에 급격한 Hydroxyl Ion(OH-)의 이탈로 인해 Cibbsite의 구조는 거시적 비정질화가 되며 시간증가에 따라 χ-alumina → ν-alumina → σ-alumina or δ-alumina의 순으로 상전이를 겪는다. 전자빔 조사 시 관찰된 회절자료의 가시적 변화를 통해 illumination angle 1.25mrad(Dose rate : 334 × 10³ e/sup -//sec·n㎡)일 경우 약 3초 이내에 비정질화가 시작됨을 알 수 있었고 이는 약 1 × 10/sup 6/ e/sup -//sec·n㎡ 의 전자선량에 해당되며 이를 기준으로 각각의 illumination angle에 대한 임계전자선량을 평가할 수 있었다. 실질적으로 Cibbsite와 같은 무기수화물의 직접가열실험 시 전자빔 조사에 의해 야기되는 상전이 영향을 배제하고 실험을 수행하려면 illumination angle 0.2mrad (Dose rate : 8000 e/sup -//sec·n㎡)이하로 관찰하고 기록되어야 함을 본 자료로부터 알 수 있었다.운동횟수에 의한 영향으로써 운동시간을 1일 6시간으로 설정하여, 운동횟수를 결정하기 위하여 오전, 오후에 각 3시간씩 운동시키는 방법과 오전부터 6시간동안 운동시키는 두 방법을 이용하여 품질을 비교하였다. 각 조건에 따라 운동시킨 참돔의 수분함량을 나타낸 것으로, 2회(오전 3시간, 오후 3시간)에 나누어서 운동시키기 위한 육의 수분함량은 73.37±2.02%를 나타냈으며, 1회(6시간 운

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.243-260
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• 2018

사용후핵연료 건식저장 시스템과 관련하여 고온 및 방사선으로 인한 콘크리트 손상과 열화특성에 대해 포괄적으로 문헌분석을 수행하였다. 고온에 의한 장기열화를 방지하기 위한 콘크리트의 임계온도는 일반적으로 $95^{\circ}C$이며, 온도경사는 콘크리트 균열방지를 위해 $60^{\circ}C$ 이하가 되도록 설정하고 있다. 열화정도는 노출온도와 노출시간에 비례하여 증가하는 경향을 나타내며, 압축강도에 비해 인장강도가 고온에 보다 민감한 특성을 보인다. 한편 방사선의 에너지가 $10^{10}MeV{\cdot}cm^{-2}{\cdot}s^{-1}$ 이하일 경우에는 핵반응으로 인한 가열을 무시할 수 있다. 하지만 콘크리트가 $10^{19}n{\cdot}cm^{-2}$ 이상의 중성자에 혹은 $10^{10}$ rad를 초과하는 감마선량에 노출된다면 콘크리트의 역학적 물성이 점차 감소하는 경향을 보이며, 그 손상정도는 콘크리트 구성재료의 특성에 의존적이다. 콘크리트에 대한 방사선 조사시 재료의 역학적 물성변화는 주로 온도상승으로 인한 콘크리트 내부 함수량의 변화 및 재료간의 열적물성 차이로 인한 체적증가와 균열발생으로 발생한다. 따라서 건식저장과 관련된 기술의 조속한 확보 및 인 허가를 위해서는 그 간의 선행연구 결과를 최대한 활용할 필요가 있으며, 본 연구결과는 향후 사용후핵연료 건식저장 콘크리트 캐스크 관련 국내 자체기술 개발에 중요한 기초자료로 활용될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4447-4464
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• 2023

This paper focuses on the development of a new computational model of the CNESTEN's TRIGA Mark II research reactor using the 3D continuous energy Monte-Carlo code TRIPOLI-4 (T4). This new model was developed to assess neutronic simulations and determine quantities of interest such as kinetic parameters of the reactor, control rods worth, power peaking factors and neutron flux distributions. This model is also a key tool used to accurately design new experiments in the TRIGA reactor, to analyze these experiments and to carry out sensitivity and uncertainty studies. The geometry and materials data, as part of the MCNP reference model, were used to build the T4 model. In this regard, the differences between the two models are mainly due to mathematical approaches of both codes. Indeed, the study presented in this article is divided into two parts: the first part deals with the development and the validation of the T4 model. The results obtained with the T4 model were compared to the existing MCNP reference model and to the experimental results from the Final Safety Analysis Report (FSAR). Different core configurations were investigated via simulations to test the computational model reliability in predicting the physical parameters of the reactor. As a fairly good agreement among the results was deduced, it seems reasonable to assume that the T4 model can accurately reproduce the MCNP calculated values. The second part of this study is devoted to the sensitivity and uncertainty (S/U) studies that were carried out to quantify the nuclear data uncertainty in the multiplication factor k_eff. For that purpose, the T4 model was used to calculate the sensitivity profiles of the k_eff to the nuclear data. The integrated-sensitivities were compared to the results obtained from the previous works that were carried out with MCNP and SCALE-6.2 simulation tools and differences of less than 5% were obtained for most of these quantities except for the C-graphite sensitivities. Moreover, the nuclear data uncertainties in the k_eff were derived using the COMAC-V2.1 covariance matrices library and the calculated sensitivities. The results have shown that the total nuclear data uncertainty in the k_eff is around 585 pcm using the COMAC-V2.1. This study also demonstrates that the contribution of zirconium isotopes to the nuclear data uncertainty in the k_eff is not negligible and should be taken into account when performing S/U analysis.