• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.300-305
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• 1994

TRIGA원자로는 1993년 현재, 세계 13개국에서 52기가 가동중에 있으며. 그70%가 20년 경과하였고, 이미 폐로된 것은 12기이다. 따라서, TRIGA원자로의 폐지(decommissioning)가 새로운 과제로 등장하고 있다. 본 보고는 TRIGA원자로의 폐지에 대한 특징과 문제점 등 그 현황을 조사한 결과가 기술되어 있다. 조사내용으로는 다음과 같은 항목이 검토되어 있다. 1) 폐로의 실시시기, 2) 폐로방법, 3) 폐기물 대책, 4) 사용후 연료 대책, 5) 비용.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.720-724
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• 2003

국내의 가동중지 된 TRIGA 연구로의 해체 시 발생하는 다양한 덕트 폐기물의 자체처분을 위한 제염 공정을 개발할 목적으로 TRIGA 연구로에서 직접 인출한 덕트 시편을 대상으로 오염물의 성상을 조사하였고, 이를 통해 적절한 제염공정을 선정하였다 페인트 도막이 입혀진 덕트 내부계통 표면은 주로 Co-60과 Cs-137로 오염이 되어 있었으며, 이들 핵종은 페인트 층 내부뿐만 아니라 덕트 재료인 함석 표면의 아연 도금막까지 침투되어 있음을 알 수 있었다. 이들 표면 오염을 제거하기 위한 공정으로 NaOH와 황산을 교대로 사용하는 두 단계의 화학제염을 제시하였으며, 이들 제염제를 사용하는 제염공정의 적용을 통해 덕트 폐기물을 효과적으로 제염할 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.415-415
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• 1999

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제11권1호
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• pp.29-45
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• 1979

이 논문에서는 6개의 다른 연료봉 모형을 기준으로 하여 TRIGA Mark-III 연구용 원자로의 핵특성이 자세히 분석되고 있다. 현재 핵연료로 사용하고 있는 FLIP fuel은 연료의 수명을 증진시키기 위해 개발되었던 모형이나, 70%의 고농축이기 때문에 비확산금지조약에 위배되어 수입이 곤란한 실정이다. 따라서 본 논문에서는 FLIP 연료 모형에 대치할 수 있는 다른 연료봉온 찾고 그들의 핵특성을 비교함으로써 앞으로 연료수입계륵을 설립하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권7호
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• pp.1715-1720
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• 2019

Jozef Stefan Institute (JSI), TRIGA Mark II reactor employs the homogeneous mixture of uranium and zirconium hydride fuel type. Since its upgrade, a series of fresh fuel steady state experimental benchmarks have been conducted. The benchmark results have provided data for testing computational neutronics codes which are important for reactor design and safety analysis. In this work, we investigated the JSI TRIGA Mark II reactor neutronics characteristics: the effective multiplication factor and two safety parameters, namely the control rod worth and the fuel temperature reactivity coefficient using SuperMC. The modeling and real-time cross section generation methods of SuperMC were evaluated in the investigation. The calculation analysis indicated the following: the effective multiplication factor was influenced by the different cross section data libraries; the control rod worth evaluation was better with Monte Carlo codes; the experimental fuel temperature reactivity coefficient was smaller than calculated results due to change in water temperature. All the results were in good agreement with the experimental values. Hence, SuperMC could be used for the designing and benchmarking of other TRIGA Mark II reactors.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권2호
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• pp.337-344
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• 2019

The TRIGA fuel of the Philippine Research Reactor-1 (PRR-1) will be used in a subcritical reactor assembly (SRA) to strengthen and advance nuclear science and engineering expertise in the Philippines. SRA offers a versatile and safe training and research facility since it can produce neutrons through nuclear fission reaction without achieving criticality. In this work, we used a geometrically detailed model of the PRR-1 TRIGA fuel to design a subcritical reactor assembly and calculate physical parameters of different fuel configurations. Based on extensive neutron transport simulations an SRA configuration is proposed, comprising 44 TRIGA fuel rods arranged in a $7{\times}7$ square lattice. This configuration is found to have a maximum $k_{eff}$ value of $0.95001{\pm}0.00009$ at 4 cm pitch. The SRA is characterized by calculating the 3-dimensional neutron flux distribution and neutron spectrum. The effective delayed neutron fraction and mean neutron generation time of the system are calculated to be $748pcm{\pm}7pcm$ and $41{\mu}s$, respectively. Results obtained from this work will be the basis of the core design for the subcritical reactor facility that will be established in the Philippines.

• 전기의세계
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• 제14권6호
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• pp.8-13
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• 1965

The TRIGA Mark-II Reactor is very simple to analyze the dynamic characteristics, so that the heat transfer function of the reactor fuel rod is able to be considered as a over-all feedback transfer function. The heat transfer dynamics of the fuel rod is derived under some assumptions. And the over-all reactor transfer function is analytically calcu- lated and it is compared with the measured value. The reactor dynamics and the stability are analyzed by means of the Root-Locus and the Nyquist.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제10권2호
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• pp.87-92
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• 1978

TRIGA형 원자로를 해석하기 위한 다군 군정수 계산 조직을 따련하고 확산코드 CITATION에 의한 2차원 계산을 통해 TRIGA-Mark III 원자로의 초기임계치, 온도계수, 중성자속 및 출력분포 등을 계산하였다. 일부 계산결과를 임계실험 및 설계치와 비교 검토하였다. 마련된 계산체계가 만족한 결과를 얻을 수 있음이 입증되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.414-414
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.276.1-276
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• 1999