• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.13-23
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• 2004

동전기적방법을 사용하여 TRIGA 연구용 원자로 주변 세슘 및 코발트제거 특성을 분석하고 토양컬럼 내의 pH 상승을 제거할 수 있는 방안을 제시했다. 전기장을 높이기 위해 NaCl 용액이 전해질로 사용되었을 때, 토양컬럼 음극주변에 침전물이 형성되어 낮은 제거효율을 나타냈다. 그래서, pH의 상승을 억제하기 위해 초산완충액을 토양컬럼에 주입하고, 초산을 주기적으로 음극저수조에 주입했다. 초기제염기간 동안 전기삼투보다는 전기이동에 의해 많은 세슘과 코발트가 제거되었다. 토양컬럼 내의 총 세슘 중 96%가 5.9 일 동안 제거되었고, 총 코발트 중 94%가 제거되었다. 또한, 개발된 모델에 의한 시뮬레이션 결과는 실험결과와 거의 일치했다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권3호
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• pp.160-178
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• 1983

TRIGA Mark-III 원자로에서 핵연료봉의 내부 온도를 측정함으로써 노심의 출력분포를 유추하는 방법을 개발하였다. 핵연료 온도는 원자로의 안선 운전을 위하여 이미 장전되어 있는 계측 연료봉의 위치를 이동시켜 가면서 측정하였고 측정한 연료공의 수는 16개이다. 실험결과를 중성자확산이론에 의거한 노심계산의 결과와 비교한 바 최대편차는 12%, 표준편차는 5%였다. 핵연로 온도를 이용하여 연료봉의 출력밀도를 유추하는 방법은 기존의 다른 방법보다 훨씬 편리하면서 정확성을 유지할 수 있음이 판명되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.58-65
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• 1990

열중성자로의 무작위 중성자 특성을 PC로써 측정하는 체계를 개발하고 이를 한국에너지연구소의 TRIGA Mark-II 원자로에 응용하였다. 그 결과 이 체계는 재래의 여러 방법에 비하여 많은 장점을 가지고 있음을 확인하였다. 아직은 한개의 계측기를 사용하였고, 즉발중성자만 고려한 시간 영역에 대하여 autocorrelation과 VTMR 두가지 방법으로 분석하였다. 두 방법의 결과는 서로 잘 일치하였으나 통계적인 신뢰도 면에서는 VTMR이 훨씬 나았고, 특히 임계 근처에서 이것이 두드러졌다. TRIGA Mark-II의 $\beta$/Λ 는 임계에서 -3＄까지는 약 125/초, -4＄이하에서는 약 150/초로 측정되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제11권1호
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• pp.21-27
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• 1979

TRIGA Mark II 원자로심에서 반응율을 측정하여 중성자 spectrum parameter인 상대적인 증성자 온도 T$^{n}$ 과 열외중성자 지수 (equation omitted)를 얻기 위해 해석하였다. 측정은 경수 환경하에 있는 central thimble과 F2위치에서 수행되었다. 상대적인 중성자 온도는 Lu과 Mn의 방사화율로 표시되며 열외중성자 지수는 Au와 Mn의 반응율에 의go서 측정된다. 이들 검출박의 상대적인 ${\gamma}$-에너지는 multichannel analyzer에 의해서 분석되었다. 실험 결과는 이론적인 계산치와 비교 평가되었다.

• 대한화학회지
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• 제9권2호
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• pp.96-100
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• 1965

우리나라 硏究用 原子爐 TRIGA Mark Ⅱ에 依한 無擔體의 Fe-59를 製造할 目的으로 分離法과 放射化學的 純度 및 核反應斷面積을 檢討하였다. 分離된 Fe-59를 ${\gamma}$-ray spectrometry와 半減期測定에 依하여 純度를 定한 結果 99.9%以上이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제11권4호
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• pp.287-293
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• 1979

TRIGA Mark-III 원자로에서 사용하는 표준형 및 FLIP형 핵연로의 혼합장전 방법을 해석하였다. 검토된 핵연로 장전방법중 B링에 표준형 그리고 그외의 링에는 FLIP형 핵연료를 장전하는 방법이 핵연료의 온도, 냉각재의 자연대류 및 central thimble에서의 효율적인 열중성자 이용면에서 가장 바람직함을 입증하였다. 또한 핵연료 장전방법에 따른 beamport에서의 열중성자 이용에 관해서도 평가하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.117-118
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• 2004

국내 TRIGA Mark II&III 및 우라늄 변환시설 해체시 다량의 금속폐기물 발생이 예상되며, 현재 이러한 저준위 방사성 금속폐기물을 처리, 재활용하는 기술들에 대한 연구가 국$\cdot$내외적으로 활발히 수행 중에 있다. 이에 본 연구에서는 해체시 발생하는 금속폐기물의 효율적인 감용 및 재활용에 관한 국내외 처리 기술을 검토하여 국내 TRIGA Mark II&III 및 우라늄 변환시설에서 발생하는 해체 금속폐기물의 처리 방안을 수립하기 위한 정보를 제공하고자 한다.

• 원자력산업
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• 제17권7호통권173호
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• pp.56-65
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• 1997

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제2권1호
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• pp.45-61
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• 1970

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제2권2호
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• pp.67-72
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• 1970

250kw로 운전중에 있는 TRIGA MARK-II의 중심공에서 threshold deector를 사용하여 고속중성자속과 스펙토륨을 측정하였다. 이 측정에는 다음과 같은 반응을 이용하였다. 즉 Ni$^{58}$ (n,p) Co$^{58}$ ； $Mg^{24}$ (n,p) $Na^{24}$ ； $Al^{27}$ (n, $\alpha$) $Na^{24}$ . 반응에서 측정된 실험결과로부터 반실험적인 방법에 의하여 CDC-3600계산기를 이용하여 고속중성자의 스펙토륨과 중성자속을 계산하였다. 중심공에서는 분열 스펙토륨의 가정이 1 내지 2Mev 이상에서만 타당하다는 것이 밟혀졌다. 이 스펙토륨을 이용하여 2.6Mev 이상의 고속중심자속은 1$\times$$10^{12}$ n/$\textrm{cm}^2$-sec 정도가 됨을 관측하였다.