• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.55-63
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• 2016

Calculation of the core neutronic parameters is one of the key components in all nuclear reactors. In this research, the energy spectrum and spatial distribution of the neutron flux in a uranium target have been calculated. In addition, sensitivity of the core neutronic parameters in accelerator-driven subcritical advanced liquid metal reactors, such as electron beam energy ($E_e$) and source multiplication coefficient ($k_s$), has been investigated. A Monte Carlo code (MCNPX_2.6) has been used to calculate neutronic parameters such as effective multiplication coefficient ($k_{eff}$), net neutron multiplication (M), neutron yield ($Y_{n/e}$), energy constant gain ($G_0$), energy gain (G), importance of neutron source (${\varphi}^*$), axial and radial distributions of neutron flux, and power peaking factor ($P_{max}/P_{ave}$) in two axial and radial directions of the reactor core for four fuel loading patterns. According to the results, safety margin and accelerator current ($I_e$) have been decreased in the highest case of $k_s$, but G and ${\varphi}^*$ have increased by 88.9% and 21.6%, respectively. In addition, for LP1 loading pattern, with increasing $E_e$ from 100 MeV up to 1 GeV, $Y_{n/e}$ and G improved by 91.09% and 10.21%, and $I_e$ and $P_{acc}$ decreased by 91.05% and 10.57%, respectively. The results indicate that placement of the Np-Pu assemblies on the periphery allows for a consistent $k_{eff}$ because the Np-Pu assemblies experience less burn-up.

• 에너지공학
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• 제10권3호
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• pp.294-298
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• 2001

사용 후 핵연료의 고독성 장수명 핵종을 저독성 단수명 핵종으로 변환시키기 위한 미임계 핵변환로 연구가 진행중이다. 본 논문에서는 이러한 미임계 핵변환로에서 사용될 표적 시스템을 설계하기 위하여 표적시스템에 대한 열적, 구조적 분석을 수행하였다. 표적시스템의 열수력 분석에서는 diffuse plate를 삽입함으로써 빔창의 냉각효과를 증대시킬 수 있었다. 또한, 주요 인자인 빔창두께, 빔출력, 냉각재 유량 변화에 따른 빔창의 열적, 구조적 건전성 분석을 수행하여 표적시스템의 설계치를 설정하였다. 본 설계조건 하에서 빔창의 최대 온도 및 음력은 허용가능한 범위에 있음을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권1호
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• pp.42-59
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• 2002

In order to transmute long-lived radioactive nuclides such as transuranics(TRU), Tc-99, and I- l29 in LWR spent fuel, a preliminary conceptual design study has been performed for the accelerator driven subcritical reactor system, called HYPER(Hybrid Power Extraction Reactor) The core has a hybrid neutron energy spectrum: fast and thermal neutrons for the transmutation of TRU and fission products, respectively. TRU is loaded into the HYPER core as a TRU-Zr metal form because a metal type fuel has very good compatibility with the pyre- chemical process which retains the self-protection of transuranics at all times. On the other hand, Tc-99 and I-129 are loaded as pure technetium metal and sodium iodide, respectively. Pb-Bi is chosen as a primary coolant because Pb-Bi can be a good spallation target and produce a very hard neutron energy spectrum. As a result, the HYPER system does not have any independent spallation target system. 9Cr-2WVTa is used as a window material because an advanced ferritic/martensitic steel is known to have a good performance under a highly corrosive and radiation environment. The support ratios of the HYPER system are about 4∼5 for TRU, Tc-99, and I-129. Therefore, a radiologically clean nuclear power, i.e. zero net production of TRU, Tc-99 and I-129 can be achieved by combining 4 ∼5 LWRs with one HYPER system. In addition, the HYPER system, having good proliferation resistance and high nuclear waste transmutation capability, is believed to provide a breakthrough to the spent fuel problems the nuclear industry is faced with.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.315-330
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• 2018

미임계 시설은 정상 또는 사고상태에서 핵임계안전성이 확보되어야 한다. 이를 위해선 계산된 임계도가 바이어스와 불확실도로 결정된 미임계상한치(USL)를 초과하지 않는다는 것을 검증하는 절차가 반드시 필요하다. 하지만 핵임계안전성 검증방법론은 여러 가지가 존재하며, 방법론이 달라지면 USL도 달라지므로 가장 적절한 한가지의 방법론으로 평가하는 것이 중요하다. 본 연구에서는 핵임계안전성 검증 방법론이 기술된 두 개의 문서를 비교 분석하여 한 가지 방법론으로 정립하였고, SCALE6.1 코드를 이용한 용기 설계에서의 미임계상한치 결정에 적용하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제40권6호
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• pp.709-714
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• 2002

본 연구의 실험조건에서 poly(ethylene terephthalate)(PET)의 분해반응 속도 연구를 하기 위해서 고압 용융고분자 주입장치를 고안하였다. 회분식 반응기와 고압 용융고분자 주입장치가 결합된 실험 장치를 이용하여 일정압력 250 bar에서 온도를 300, 320, $340^{\circ}C$로 각각 변화시키면서 PET의 분해반응 실험을 수행하였다. 각 온도에서 초기 1분내의 전환율이 76-90%가 될 정도로 매우 높았으며 온도가 증가함에 따라 전환율도 증가하여 반응시간 10분에는 전환율이 98%이상의 높은 값을 보임을 알 수 있었다. 2차 반응에 기초하여 반응속도 상수를 구했으며 이를 이용하여 전환율을 계산하였는데 평균 2%정도의 오차범위로 실험치와 좋은 일치를 보였다. 본 연구에서 얻은 반응속도상수를 이용하여 아임계수 내에서 PET 분해반응의 활성화 에너지를 구하였는데 그 값은 54.4 kJ/mol 이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.793-802
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• 2024

In the framework of the European project SAMOSAFER, this numerical study focuses on some thermal aspects of the Emergency Draining Tank (EDT) located underneath the core of a Molten Salt Reactor. In case of an emergency, this tank passively receives the liquid fuel salt and is designed to ensure a subcritical state. An important requirement is that the fuel does not overheat to maintain the EDT Hastelloy container integrity. The present EDT is based upon a group of hexagonal cooling assemblies arranged in a hexagonal grid and cooled down thanks to conduction through the inert salt layer up to an air flow in charge of removing the heat. This numerical thermal study relies on a conjugated heat transfer analysis coupling a Finite Element solid thermal code (SYRTHES) and two instances of a Finite Volume CFD codes (Code_Saturne). Calculations on an initial design suggest that a simple center airpipe flow is likely to not sufficiently cool the device. Alternative solutions have been evaluated. Introduction of fins to enhance the heat transfer do not bring a noticeable improvement regarding maximum temperature reached. However, a solution in which the central pipe air flow is replaced by several cooling channels located closer to the fuel is investigated and suggests a better cooling.

• 에너지공학
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• 제25권2호
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• pp.52-64
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• 2016

토륨은 우라늄에 비해 풍부한 자원으로서의 가치와 핵분열 물질인 U233을 증식하고, 장주기 액티나이드 핵종 발생이 감소하는 특성으로 인해 원자력 연구개발 초기부터 우라늄 주기와 함께 주요 연구대상이었다. 하지만 토륨은 자체적으로 핵분열이 불가능하므로 에너지원으로 활용하기 위해서는 별도의 외부 중성자원이 필요하고, 토륨 주기 과정에서 고방사성 물질이 발생하며, 효과적인 증식을 위해서는 긴 시간의 중성자 조사가 필요했다. 이에 따른 기술적 어려움과 연구개발 필요성의 감소로 1970년대 중반 이후 토륨 관련 연구가 거의 중단되었다. 하지만 1990-2000년대에 에너지 자원에 대한 사회적 시각 변화와 외부 중성자 공급원으로 이용하는 가속기 구동 원자로의 출현으로 과거 토륨주기의 단점으로 지목되었던 성질들이 오히려 핵확산 저항성과 감시성을 높이고, 가속기 구동 원자로의 미임계 운전 특성에 의한 원자력 안전성 증대라는 장점으로 부각되어 토륨에 관한 연구가 세계적으로 활발히 추진되고 있다. 본 연구에서는 토륨주기의 장단점을 우라늄주기와 비교, 분석하고 가속기 구동형 원자로를 이용한 토륨 연구의 기술 현황을 분석한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권11호
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• pp.2460-2470
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• 2020

To study the thermophysical and neutronic properties of thorium-plutonium fuel, a conceptual design of a hybrid facility consisting of a subcritical Th-Pu reactor core and a source of additional D-D neutrons that places on the axis of the core is proposed. The source of such neutrons is a column of high-temperature plasma held in a long magnetic trap for D-D fusionreactions. This article presents computer simulation results of generation of thermonuclear neutrons in the plasma, facility neutronic properties and the evolution of a fuel nuclide composition in the reactor core. Simulations were performed for an axis-symmetric radially profiled reactor core consisting of zones with various nuclear fuel composition. Such reactor core containing a continuously operating stationary D-D neutron source with a yield intensity of Y = 2 × 10¹⁶ neutrons per second can operate as a nuclear hybrid system at its effective coefficient of neutron multiplication 0.95-0.99. Options are proposed for optimizing plasma parameters to increase the neutron yield in order to compensate the effective multiplication factor decreasing and plant power in a long operating cycle (3000-day duration). The obtained simulation results demonstrate the possibility of organizing the stable operation of the proposed hybrid 'fusion-fission' facility.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제48권6호
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• pp.747-751
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• 2010

본 연구에서는 아임계 수 가수분해 공정을 이용하여 동결건조 된 미역(Undaria pinnatifida)으로부터 아미노산 생산 조건 및 생성된 물질의 특성에 대하여 고찰하였다. 가수분해 장치는 회분식으로 설계 되었으며, 반응기는 내경 4.6 cm, $200cm^3$ 부피 용량의 Hastelloy 276 강으로 제작된 것을 사용하였다. 반응기 내부에는 교반기가 부착되어 100 rpm으로 연속적으로 교반되도록 하였다. 시료는 동결건조 된 미역 파우더와 회수율 향상을 위해 부가된 1% acetic acid를 촉매로 한 반응용액을 1:100(w/v) 비율로 혼합시켜 반응을 진행시켰다. 반응물질의 혼합을 위해 100 rpm으로 일정하게 교반하였으며, 반응온도와 압력 변화에 따른 아미노산 생성 회수율을 고찰하였다. 실험조건은 온도 $180{\sim}374^{\circ}C$, 반응시간 1시간이었다. 총 아미노산 함량은 고온의 조건에 비해 저온에서 높은 함량을 나타내었으며 분자량이 작은 아미노산(glycine, alanine, serine 등)이 분자량이 큰 아미노산들보다 높은 함량을 나타내었다. 아미노산의 최대 회수율($290.84{\mu}g/mL$)은 $220^{\circ}C$, 촉매 첨가조건에서 분석되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권3호
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• pp.122-137
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• 1982

고리 1호기 일부 반응도사고에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 본 민감도 분석에 고려한 반응도 사고는 비교적 진행속도가 빠른 사고로서 미임계나 저출력 시동조건에서 발생한 제어뱅크 인출사고와 제어봉 일출사고가 이에 속한다. 본 분석작업은 다음과 같이 세단계로 수행하는 바 원자로 평균출력의 변동 계산과 최고점에서의 열전달계산 그리고 DNBR계산 단계로 나눌 수 있다. 계산에 사용된 전산코드들은 본 분석을 위하여 개발하거나 기존 전산코드들을 수정ㆍ보완하여 제작하였으며 신뢰도도 평가하였다. 원자로 설계 및 운전변수들이 사고발생시 원자로의 거동에 미치는 영향을 조사하기 위하여 민감도 분석을 수행하였다. 본 민감도 분석 결과에 근거하여 고리 1호기 반응도사고 분석에 사용된 최종안전분석보고서의 가정과 초기조건이 타당한가를 조사하였고, 또한 계산 결과도 보수적이고 신뢰할 수 있는지 판별하였다. 고리 1호기 반응도사고 분석에 사용된 가정 및 초기조건을 재검토하고 민감도를 분석한 결과 최종안전분석보고서의 해석결과는 보수적이고 신뢰 할 수 있는 것으로 평가되었다.