• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권3호
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• pp.751-757
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• 2016

The present work discusses two different models of boiling water reactor (BWR) bundle to compare the neutronic characteristics of uranium dioxide ($UO_2$) and uranium zirconium hydride ($UZrH_{1.6}$) fuel. Each bundle consists of four assemblies. The BWR assembly fueled with $UO_2$ contains $8{\times}8$ fuel rods while that fueled with $UZrH_{1.6}$ contains $9{\times}9$ fuel rods. The Monte Carlo N-Particle Transport code, based on the Mont Carlo method, is used to design three dimensional models for BWR fuel bundles at typical operating temperatures and pressure conditions. These models are used to determine the multiplication factor, pin-by-pin power distribution, axial power distribution, thermal neutron flux distribution, and axial thermal neutron flux. The moderator and coolant (water) are permitted to boil within the BWR core forming steam bubbles, so it is important to calculate the reactivity effect of voiding at different values. It is found that the hydride fuel bundle design can be simplified by eliminating water rods and replacing the control blade with control rods. $UZrH_{1.6}$ fuel improves the performance of the BWR in different ways such as increasing the energy extracted per fuel assembly, reducing the uranium ore, and reducing the plutonium accumulated in the BWR through burnup.

• 치위생과학회지
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• 제15권1호
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• pp.54-59
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• 2015

본 연구는 시중에 널리 사용되는 치과용 지르코니아 코어를 이용하여 서로 다른 형태의 지대치를 대상으로 작업모형을 제작한 후, 치과용 스캐너를 통해 3차원 디지털 모형을 전환한 데이터를 토대로 지르코니아 코어를 제작하였으며, 각 실험군별 변연 적합도를 측정하여 비교분석하고자 하였다. 이와 같은 결과로 형태가 다른 지대치가 CAD/CAM system으로 치과 보철물 제작 시 적합도의 영향여부를 비교하였다. 제한된 조건 하에서 수행된 본 연구에서 다름과 같은 결과를 보였다. 지대치의 형태가 다른 작업모형으로 제작된 지르코니아 코어의 변연 적합도는 큰 차이가 없었다(p>0.05). 작업모형의 부위를 4등분으로 나누어 측정한 변연 적합도 또한 통계적으로 유의한 차이를 보이지 않았다. 결론적으로 3종류의 다른 지대치 모두 유사한 지르코니아 코어의 변연 적합도를 보였으며, 측정된 결과는 선행연구에 비추어 볼 때 임상적으로 허용 가능한 수치($100{\sim}120{\mu}m$)를 초과하는 실험군은 없었다. 이와 같은 결과를 토대로 다른 형태의 지대치를 사용하여 제작되었더라도 지르코니아 코어의 변연 적합도에 큰 영향을 주지 않을 것으로 생각된다.