Research reactors in-core experimental facilities are designed to provide the highest steady state flux for user's irradiation requirements. However, fuel conversion from highly enriched uranium (HEU) to low enriched uranium (LEU) driven by the ongoing effort to diminish proliferation risk, will impact reactor physics parameters. Preserving the reactor capability to produce the needed flux to perform its intended research functions, determines the conversion feasibility. This study investigates the neutron flux in the central experimental facility of two material test reactors (MTR), the IAEA generic10 MW benchmark reactor and the 22 MW s Egyptian Test and Research Reactor (ETRR-2). A 3D full core model with three uranium enrichment of 93%, 45%, and 20% was constructed utilizing the OpenMC particle transport Monte Carlo code. Neutronics calculations were performed for fresh fuel, the beginning of life cycle (BOL) and end of life cycle (EOL) for each of the three enrichments for both the IAEA 10 MW generic reactor and core 1/98 of the ETRR-2 reactor. Criticality calculations of the effective multiplication factor (Keff) were executed for each of the twelve cases; results show a reasonable agreement with published benchmark values for both reactors. The thermal, epithermal and fast neutron fluxes were tallied across the core, utilizing the mesh tally capability of the code and are presented here. The axial flux in the central experimental facility was tallied at 1 cm intervals, for each of the cases; results for IAEA 10 MW show a maximum reduction of 14.32% in the thermal flux of LEU to that of the HEU, at EOL. The reduction of the thermal flux for fresh fuel was between 5.81% and 9.62%, with an average drop of 8.1%. At the BOL the thermal flux showed a larger reduction range of 6.92%-13.58% with an average drop of 10.73%. Furthermore, the fission reaction rate was calculated, results showed an increase in the peak fission rate of the LEU case compared to the HEU case. Results for the ETRR-2 reactor show an average increase of 62.31% in the thermal flux of LEU to that of the HEU due to the effect of spectrum hardening. The fission rate density increased with enrichment, resulting in 34% maximum increase in the HEU case compared to the LEU case at the assemblies surrounding the flux trap.
Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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v.18
no.2
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pp.43-49
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2022
The purpose of this study is to evaluate the radiation effect on damage when the external shield of the spent nuclear fuel transport cask is damaged due to impact as the cause of an unexpected accident. The neutron and gamma-ray intensities and spectra are calculated using the ORIGEN-Arp module in the SCALE 6.2.4 code package(1) and then using MCNP6.2(2) code calculate the dose rate. In order to evaluate the radiation dose according to the size of damage caused by external impact, various sized holes of 0.3~13.7% are assumed in the outer shield of the cask to evaluate the sensitivity to the dose. In the case of radiation source leakage, damage to the nuclear fuel assembly is assumed to be up to 6% based on overseas test cases. When only the outer shield is damaged, the maximum surface dose is calculated as 3.12E+03 mSv/hr. However, if the radiation source is leaked due to damage to the nuclear fuel assembly, it becomes 7.00E+05 mSv/hr which is about 200 times greater than the former case.
Ko, Dai-Ho;Yeon, Jeoung-Heum;Kim, Seong-Hui;Yong, Sang-Soon;Lee, Seung-Hoon;Sim, Enu-Sup;Lee, Cheol-Woo;De Vries, Johan
Bulletin of the Korean Space Science Society
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2011.04a
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pp.28.1-28.1
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2011
Radiation-induced displacement damage which has caused the increase of the dark current in the focal plane adopted in the Ozone Monitoring Instrument (OMI) was studied in regards of the primary protons and the secondaries generated by the protons in the orbit. By using the Monte Carlo N-Particle Transport Code System (MCNPX) version 2.4.0 along with the Stopping and Range of Ions in Matter version 2010 (SRIM2010), effects of the primary protons as well as secondary particles including neutron, electron, and photon were investigated. After their doses and fluxes that reached onto the charge-coupled device (CCD) were examined, displacement damage induced by major sources was presented.
The Journal of Korean Society for Radiation Therapy
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v.2
no.1
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pp.23-29
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1987
The general features and measured results of the 143cm, variable-energy, three sector-focused MC-50 cyclotron installed at Korea Cancer Center Hospital are described. The MC-50 cyclotron is designed to produce beams of protons, deuterons, He-3 and alpha particles of maximum energies 50MeV, 25MeV, 66MeV and 50MeV respectively to be used for neutron therapy and radioisotope production. The azimuthal field variation is produced by three sets of spiral ridges having a maximum spiral angle of $55^{\circ}$. The RF system, a two-dee quarter-wave system is designed to provide a continuously variable frequency from 15.5 to 26.8 MHz. The first external beam was obtained in January 1986. Subsequent internal ana external beam studies with protons and alphas show a well-behaved beam through the whole beam transport system.
Proceedings of the Korean Magnestics Society Conference
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2003.06a
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pp.62-63
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2003
Electron-phonon interaction plays a significant role in forming of colossal magnetoresistance effect (CMR). Polaron formation was observed by neutron diffraction and by extended X-ray absorption fine structure (EXAFS) analysis. Local probe as given by the EXAFS is a useful method to study the polaronic charge and its dependence on temperature and ions size. Here we present the EXAFS study of polaronic charge in $La_{0.7}Ca_{0.3-x}Ba_{x}MnO_3$ compositions.
Improving over a previous study [1], this paper provides a Monte Carlo method for the heat conduction analysis of problems with complicated geometry (such as a pebble with dispersed fuel particles). The method is based on the theoretical results of asymptotic analysis of neutron transport equation. The improved method uses an appropriate boundary layer correction (with extrapolation thickness) and a scaling factor, rendering the problem more diffusive and thus obtaining a heat conduction solution. Monte Carlo results are obtained for the randomly distributed fuel particles of a pebble, providing realistic temperature distributions (showing the kernel and graphite-matrix temperatures distinctly). The volumetric analytic solution commonly used in the literature is shown to predict lower temperatures than those of the Monte Carlo results provided in this paper.
Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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2011.02a
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pp.397-397
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2011
In a low aspect ratio (LAR) tokamak reactor with a superconducting toroidal field (TF) coil, the radial build of TF coil and the shield play a key role in determining the size of a reactor. For self-consistent determination of the reactor components and physics parameters, a system analysis code is coupled with one-dimensional radiation transport code. Conceptual design study of a compact superconducting LAR tokamak reactor with aspect ratio less than 2.5 was conducted and the optimum radial build was identified. It is shown that the use of an improved shielding material and high temperature superconducting magnets with high critical current density opens up the possibility of a fusion power plant with compact size and small re-circulating power simultaneously at low aspect ratio, and that by using an inboard neutron reflector instead of breeding blanket, tritium self-sufficiency is possible with outboard blanket only and thus compact sized reactor is viable.
The magnetic and transport properties far single crystals of Ru-doped mono-layered manganites $La_{0.5}Sr_{1.5}-Mn_{1-x}Ru_xO_4$ (0$\leq$$\chi$$\leq$0.1) have been studied using neutron diffraction and magnetization measurements. Temperature dependent magnetization data reveal that with an increase in the Ru concentration the parent charge ordered antiferromagnetic state is gradually destroyed and new ferromagnetic phase evolves. In the low Ru-doped system spin glass behavior is apparent in low temperature region, which is confirmed by ac and do magnetization measurements. The competing magnetic interaction between Mn/Mn and Mn/Ru couples is the most likely cause of the spin glass transition.
The streaming rays(SR) method is improved and extended to multigroup, anisotropic scattering, and three-dimensional angular space(x-y-z(infinite))problems. This method is applied to the shielding problems in which the ray effect occurs seriously. For verification, the results of MORSE-CG code are used as reference solution and the results of TWODANT code are compared. The results show that solutions of the SR method are much better than those of the TWODANT code and are in good agreement with those of the MORSE-CG code. Also, to reduce computing time, two acceleration algorithms are implemented in the SR method : the standard coarse-mesh rebalance and a new angular two-grid acceleration.
Kelly, Daniel J. III;Kelly, Ann E.;Aviles, Brian N.;Godfrey, Andrew T.;Salko, Robert K.;Collins, Benjamin S.
Nuclear Engineering and Technology
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v.49
no.6
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pp.1326-1338
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2017
The continuous energy Monte Carlo neutron transport code, MC21, was coupled to the CTF subchannel thermal-hydraulics code using a combination of Consortium for Advanced Simulation of Light Water Reactors (CASL) tools and in-house Python scripts. An MC21/CTF solution for VERA Core Physics Benchmark Progression Problem 6 demonstrated good agreement with MC21/COBRA-IE and VERA solutions. The MC21/CTF solution for VERA Core Physics Benchmark Progression Problem 7, Watts Bar Unit 1 at beginning of cycle hot full power equilibrium xenon conditions, is the first published coupled Monte Carlo neutronics/subchannel T-H solution for this problem. MC21/CTF predicted a critical boron concentration of 854.5 ppm, yielding a critical eigenvalue of $0.99994{\pm}6.8E-6$ (95% confidence interval). Excellent agreement with a VERA solution of Problem 7 was also demonstrated for integral and local power and temperature parameters.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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