• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권6호
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• pp.533-544
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• 2002

The neutron induced nuclear data for Mo-95, Tc-99, Ru-101 and Rh-103 was calculated and evaluated in the fast energy region. The energy dependent optical model potential parameters were extracted based on the recent experimental data and applied up to 20 MeV. The s-wave strength function was calculated from the parameters. Spherical optical model, statistical model in equilibrium energy, multistep direct and multistep compound model in pre-equilibrium energy and direct capture model were used in the calculation. The theoretically calculated cross sections were compared with the experimental data and the evaluated files The model- calculated total and capture cross sections were in good agreement with the reference experimental data. The direct capture contribution improved the capture cross sections in pre- equilibrium region. The evaluated cross section results were compiled to ENDF-6 format and will improve the ENDF/B-Vl.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권4호
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• pp.370-381
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• 2002

The neutron induced nuclear data for Pr-141, Nd-143, Nd-145, Sm-147 and Sm-149 were calculated and evaluated from 10 keV to 20 MeV. The energy dependent optical model potential parameters were extracted based on the recent experimental data and applied up to 20 MeV. The s-wave strength function was calculated. Spherical optical model , statistical model in equilibrium energy, multistep direct and multistep compound model in pre-equilibrium energy and direct capture model were introduced in Empire calculation. The theoretically calculated cross sections were compared with the experimental data and the evaluated files. The model calculated total and capture cross sections were in good agreement with the reference experimental data. The capture cross sections in pre-equilibrium were enhanced in recent released Empire version. The evaluated cross section results were compiled to ENDF-6 format and will improve the ENDF/B-Vl.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제5권4호
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• pp.334-338
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• 1973

$^{232}$ Th 핵분열 물질과 조합된 고체비적검출체를 사용하여 250kw로 정상운전되는 TRIGA Mark-II 원자로의 대차폐수조내에서 열중성자주(thermalizing column)의 중심으로부터 수평방향의 속 중성자 선속밀도 분포를 추정하였다. 속 중성자 스펙트럼이 $^{235}$ U가 열 중성자에 의하여 핵분열이 일어날매 방출되는 중성자 스펙트럼과 같다는 가정을 한 다음, 선속밀도는 고쳬비적검출체로 얻어진 실험 결과로부터 계산되었다. 이와 같은 방법으로 속 중성자 설속밀도 분포의 측정 결과는 도표로서 제시된다.

• 암석학회지
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• 제24권2호
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• pp.77-90
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• 2015

피션트랙 검출에 의해 고체 및 액체상태 지질물질 내 우라늄을 정밀정량하는 최적기법을 제안하고 그 적용성을 검증하였다. 우라늄 정량은 중성자 조사에 의해 유도시킨 $^{235}U$의 핵분열 흔적을 트랙 디텍터에 기록하여 고배율 현미경 하에서 계수함으로써 이루어진다. 우라늄-친화력이 좋은 암석(예: 화강암, 석탄)을 분말 펠릿시료로 만들어 건식 검출하면, 그다지 높지 않은 우라늄함량(<5 ppm, 즉 ${\mu}g\;g^{-1}$)에서도 빈번하게 함유된 함-우라늄광물에 기인한 트랙 군집현상으로 인해 시료의 전체평균 함량 결정이 쉽지 않았으며, 트랙 균질부와 군집부를 별도로 검토해야 한다. 시료의 균질성이 유지된다면 백운모-Lexan 디텍터에 의한 중복 측정과 여러 차례 중성자 조사에 의한 반복 측정에서 높은 재현성이 확인되었다. 건고 액체시료 경우에 $10^1ppm$ 수준 및 그 이상의 우라늄함량에서 흔히 나타나는 불균질 현상을 극복하기 위해, 진공 석영튜브를 이용한 습식 검출법을 제안한다. 습식 검출에서 우라늄 균질성은 $10^0ppm$ 수준 이하에서 회복되며, 측정하한은 $10^2ppb$ (i.e. $ng\;g^{-1}$) 수준까지 무난한 것으로 입증되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권5호
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• pp.1036-1042
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• 2020

Fast-Neutron Multiplicity Counter based on Liquid Scintillator Detector can directly measure the fast neutron multiplicity emitted by UO₂ rod. HPGe gamma spectrometer; which has superior energy resolution; is routinely used for the gamma energy spectrum measurement. Combing Fast-Neutron Multiplicity Counter and HPGe γ-spectrometer, the n/γ joint measurement system is developed. The fast neutron multiplicity and gamma energy spectrum of UO₂ rod assemblies under different conditions are measured by the n/γ joint measurement system. The induced fission rate and the ²³⁵U abundance, thereby the ²³⁵U mass; can be obtained for UO₂ rod assemblies. The ²³⁵U mass deviation of the measured value from the reference value is less than 5%. The results show that the n/γ joint measurement system is effective and applicable in the measurement of the ²³⁵U mass in samples.

• 분석과학
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• 제18권4호
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• pp.263-270
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• 2005

핵분열트랙은 우라늄, 플루토늄, 토륨 등의 방사성핵종 분석이나, 리튬이나 붕소와 같이 열중성자와 핵반응을 하는 원소분석에 매우 유용하다. 이 방법은 대기 중의 방사성핵종 분석을 통해 핵무기 실험을 검출한다거나, 우주공간의 중이온에 대한 선량측정이나 운석의 우주선 조사과정 추정, 원자력분야의 핵분열률 측정, 암석의 연대 및 역사를 파악하거나, tracer로 사용하는 등 여러 분야에 적용 가능하다. 현재 원자력연구소에서는 알파트랙기입법을 이용한 미량의 보론 분석이나, 핵분열트랙을 이용한 우라늄 등의 핵물질을 포함한 입자분석에 적용하고 있다. 본 총설에서는 트랙형성의 이론적 배경, 에칭된 트랙을 얻는 실제 과정 및 앞으로의 전망 등에 대해 살펴보았다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.21-34
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• 2015

원자력발전소 해체를 준비하기 위해서는 해체대상 발전소에 대한 선원항 평가가 선행되어야 한다. 해체전략 수립단계에서 선원항 평가 결과를 토대로 해체 폐기물을 분류하고 비용평가를 수행한다. 본 연구에서는 월성 1호기의 예비 선원항 계산을 수행할 수 있도록 MCNP/ORIGEN-2 모델의 타당성 평가를 수행하였다. 연소도가 다른 핵연료 다발의 악티나이드 계열과 핵분열 생성물의 핵종 수밀도는 싱글 채널 모델을 이용하여 MCNPX 코드로 연소 계산하여 구하였다. 선원항의 정확도에 영향을 미치는 두가지 요인에 대해 조사하였다. 첫번째 요인으로 선원항 계산에 영향을 미치는 중성자 스펙트럼을 MCNP로 계산하여 해당 핵종의 1군 미시 핵단면적에 반영하였다. 중성자 스펙트럼이 반영된 라이브러리로 계산한 선원항과 ORIGEN-2 코드 package에 내장된 library (CANDUNAU.LIB)로 구한 선원항을 비교하였다. 두번째 요인으로 선원항에 대한 출력이력의 영향을 조사하였다. 해체 폐기물의 저준위 폐기물 처분 가능성을 살펴보기 위해, 2010년도 교체된 압력관, 칼란드리아관과 기존 칼란드리아 동체에 대하여 중성자 스펙트럼을 반영한 library를 적용하여 MCNP/ORIGEN-2로 선원항 평가 계산을 수행하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권2호
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• pp.99-106
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• 2022

Background: The radionuclide inventory calculation codes such as ORIGEN and FISPACT collapse neutron reaction libraries with energy spectra and generate an effective one-group cross-section. Since the nuclear cross-section data, energy group (g) structure, and other input details used by the two codes are different, there may be differences in each code's activation inventory calculation results. In this study, the calculation results of neutron-induced activation inventory using ORIGEN and FISPACT were compared and analyzed regarding radioactive waste classification and worker exposure during nuclear decommissioning. Materials and Methods: Two neutron spectra were used to obtain the comparison results: Watt fission spectrum and thermalized energy spectrum. The effective one-group cross-sections were generated for each type of energy group structure provided in ORIGEN and FISPACT. Then, the effective one-group cross-sections were analyzed by focusing on ⁵⁹Ni, ⁶³Ni, ⁹⁴Nb, ⁶⁰Co, ¹⁵²Eu, and ¹⁵⁴Eu, which are the main radionuclides of stainless steel, carbon steel, zircalloy, and concrete for decommissioning nuclear power plant (NPP). Results and Discussion: As a result of the analysis, ¹⁵⁴Eu and ⁵⁹Ni may be overestimated or underestimated depending on the code selection by up to 30%, because the cross-section library used for each code is different. When ORIGEN-44g, -49g, and -238g structures are selected, the differences of the calculation results of effective one-group cross-section according to group structure selection were less than 1% for the six nuclides applied in this study, and when FISPACT-69g, -172g, and -315g were applied, the difference was less than 1%, too. Conclusion: ORIGEN and FISPACT codes can be applied to activation calculations with their own built-in energy group structures for decommissioning NPP. Since the differences in calculation results may occur depending on the selection of codes and energy group structures, it is appropriate to properly select the energy group structure according to the accuracy required in the calculation and the characteristics of the problem.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권3호
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• pp.191-197
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• 2017

한국원자력연구원은 IAEA에서 권고하고 있는 안전조치기반설계(SBD)에 입각하여 파이로 안전조치 기술을 개발하고 있다. 한국원자력연구원은 파이로 안전조치접근방안 개발을 위한 IAEA 회원국지원프로그램(MSSP)을 수행하였다. IAEA 회원국 지원프로그램을 통하여 기준파이로시설(REPF) 개념을 설계하고, 이 시설에 대한 안전조치시스템을 개발하였다. 최근에 기준파이로시설은 용량이 증대된 REPF+로 업데이트 되고 있다. 핵물질계량관리시스템 성능평가를 위하여 전산코드 PYMUS를 개발하였으며, PYMUS는 전용탐지획률 통계평가 방안을 포함하여 업그레이드하고 있다. 파이로 입력물질 계량을 위한 비파괴분석장비로 ASNC가 개발되고 있으며, 파이로 출력물질인 U/TRU 잉곳을 계량하기위한 비파괴분석장비로 HIPAI가 개발되고 있다. 또한 컴프톤 억제 감마선분광기술, LIBS 기술, 균질화 공정의 샘플링 오차에 대한 평가도 진행 중이다. 이러한 노력들은 국내에서 선진핵주기기술 실현에 크게 기여할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권6호
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• pp.678-699
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• 2015

Although the harsh space environment imposes many severe challenges to space pioneers, space exploration is a realistic and profitable goal for long-term humanity survival. One of the viable and promising options to overcome the harsh environment of space is nuclear propulsion. Particularly, the Nuclear Thermal Rocket (NTR) is a leading candidate for nearterm human missions to Mars and beyond due to its relatively high thrust and efficiency. Traditional NTR designs use typically high power reactors with fast or epithermal neutron spectrums to simplify core design and to maximize thrust. In parallel there are a series of new NTR designs with lower thrust and higher efficiency, designed to enhance mission versatility and safety through the use of redundant engines (when used in a clustered engine arrangement) for future commercialization. This paper proposes a new NTR design of the second design philosophy, Korea Advanced NUclear Thermal Engine Rocket (KANUTER), for future space applications. The KANUTER consists of an Extremely High Temperature Gas cooled Reactor (EHTGR) utilizing hydrogen propellant, a propulsion system, and an optional electricity generation system to provide propulsion as well as electricity generation. The innovatively small engine has the characteristics of high efficiency, being compact and lightweight, and bimodal capability. The notable characteristics result from the moderated EHTGR design, uniquely utilizing the integrated fuel element with an ultra heat-resistant carbide fuel, an efficient metal hydride moderator, protectively cooling channels and an individual pressure tube in an all-in-one package. The EHTGR can be bimodally operated in a propulsion mode of $100MW_{th}$ and an electricity generation mode of $100MW_{th}$, equipped with a dynamic energy conversion system. To investigate the design features of the new reactor and to estimate referential engine performance, a preliminary design study in terms of neutronics and thermohydraulics was carried out. The result indicates that the innovative design has great potential for high propellant efficiency and thrust-to-weight of engine ratio, compared with the existing NTR designs. However, the build-up of fission products in fuel has a significant impact on the bimodal operation of the moderated reactor such as xenon-induced dead time. This issue can be overcome by building in excess reactivity and control margin for the reactor design.