• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권4호
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• pp.289-298
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• 1997

중성자 수분함량 측정기의 개발에 있어서 중성자 계측값과 흙속의 수분함량에 대한 관계식을 유도하기 위해서는 공시체 제작 등의 많은 실험을 통해 유도한 교정식이 필요하다. 또한 공시체 제작 및 측정실험의 통계적 오차를 줄이기 위해서는 많은 시간과 노력이 필요하다. 하지만 몬테카를로방법을 사용한 전산코드를 이용하여 수행할 경우 시간과 노력을 줄일 수 있을 뿐만 아니라, 보다 일반적인 흙에 대한 교정식을 얻을 수 있다. 본 연구에서는 중성자의 수송문제를 계산하는데 유용한 MCNP4A 전산코드를 이용하여 실제 실험을 모사하였다. 또한 모사결과를 공시체를 제작하여 실험한 결과와 비교하였다. 비교결과 실제실험의 결과와 모사 범위 내에서 일치함을 알 수 있었다. 중성자 수분함량 측정기의 교정식 도출 및 교정상수를 결정하기 위해 적용할 수 있음을 알 수 있었다. 또한 수분함량 측정기의 계측값에 영향을 미치는 인자중의 하나인 흙의 건조밀도 변화에 대한 영향을 살펴보았다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권1호
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• pp.19-24
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• 2003

해석적인 방법과 MCNP 로드를 사용하여 $^{198}Au$ 선원시료에 대한 자체감쇠인자와 검출기의 원반형 Al 덮개에 대한 0.412 MeV 감마선의 투과율을 구하였다. 그 결과, 비교적 반경이 큰 Au 시료를 제외하고 모든 경우에서 해석적인 해가 MCNP 코드의 결과와 잘 일치하는 것으로 나타났다. 이때 두 방법의 최대 편차는 약 9 %로서 Au 시료의 반경이 1.5 mm인 경우에 나타났다. 검출기 Al 덮개의 직경이 7.62 cm인 경우에 대한 0.412 MeV 감마선의 투과율에 대한 해석적인 해는 HCNP 코드의 결과와 표준편차의 범위내에서 잘 일치하는 것으로 나타났다.

• 전자공학회지
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• 제28권10호
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• pp.102.2-103
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• 2001

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권2호
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• pp.125-129
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• 1996

저에너지 광자에 대한 고순도 게르마늄 검출기의 에너지 반응데이타를, 3개의 몬테칼로 코드 (MCNP4A, EGS4. ITS3의 CYLTRAN)를 사용하여 계산하였다. 본 연구에서는, beam고순도 게르마늄 검출기$(100 mm^2{\times}10mm)$가 사용되었고. 측정기표면의 중앙에 pencil beam을 수직으로 입사시켰다. 광전효과 효율. $K_{\alpha}$ 및 $K_{\beta}$ 이탈률을, 12keV부터 60 keV 범위까지 2 keV 간격으로 입사된 X-선 에너지의 함수로 나타내었다. 이 에너지범위에서 컴프턴산란률, 탄성산란률 및 투과율은 매우 작기 때문에 본 계산에서는 제외되었다. 비록 MCNP EGS및 CYLTRAN코드의 저에너지 광자에 대한 고순도 게르마늄 검출기 에너지 반응데이터 값은 약간의 차이를 나타내지만. 세 가지 몬테칼로 코드는 검출기내의 저에너지 광자산란을 정확히 예측하고 있음을 알 수 있다. 또한. EGS나 ITS의 결과에 비해 저에너지 영역에서 정확성이 떨어진다고 여겨지는 MCNP의 결과도 EGS나 ITS의 결과에 상당하는 정확성을 보여주고 있으며, 저에너지 광자에 대한 검출기 반응데이타 계산에 응용될 수 있다

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.191-195
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• 2016

Background: The current status of ACE format MCNP/MCNPX libraries by NDC of KAERI is presented with a short description of each library. Materials and Methods: Validation calculations with recent nuclear data evaluations ENDF/BV-II. 0, ENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, and JENDL-4.0 have been carried out by the MCNP5 code for 119 criticality benchmark problems taken from the expanded criticality validation suite supplied by LANL. The overall performances of the ACE format KN-libraries have been analyzed in comparison with the results calculated with the ENDF/B-VII.0-based ENDF70 library of LANL. Results and Discussion: It was confirmed that the ENDF/B-VII.1-based KNE71 library showed better performances than the others by comparing the RMS errors and ${chi}^2$ values for five benchmark categories as well as whole benchmark problems. ENDF/B-VII.1 and JEFF-3.2 have a tendency to yield more reliable MCNP calculation results within certain confidence intervals regarding the total uncertainties for the $k_{eff}$ values. Conclusion: It is found that the adoption of the latest evaluated nuclear data might ensure better outcomes in various research and development areas.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권11호
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• pp.3528-3542
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• 2021

A detailed geometrical model of a Krško reactor core was developed using a Monte Carlo neutron transport code MCNP. The main goal of developing an MCNP core model is for it to be used in future research focused on ex-core calculations. A script called McCord was developed to generate MCNP input for an arbitrary fuel cycle configuration from the diffusion based core design package CORD-2, taking advantage of already available material and temperature data obtained in the nuclear core design process. The core model was used to calculate 3D power density profile inside the core. The applicability of the calculated power density distributions was tested by comparison to the CORD-2 calculations, which is regularly used for the nuclear core design calculation verification of the Krško core. For the hot zero power and hot full power states differences between MCNP and CORD-2 in the radial power density profile were <3%. When studying axial power density profiles the differences in axial offset were less than 2.3% for hot full power condition. To further confirm the applicability of the developed model, the measurements with in-core neutron detectors were compared to the calculations, where differences of 5% were observed.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.220-224
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• 1997

하나로에 설치할 냉중성자원은 물리, 화학 및 재료과학 분야에 폭넓게 활용되는 기반 장치이며 4 $\AA$ 이상의 중성자 파장에서 높은 중성자속을 얻기 위해서는 감속재의 선택이 중요하다. 이 보고에서는 감속재로 액체 수소와 액체 중수소를 사용하는 경우를 비교하였다. 계산은 몬테칼로 코드인 MCNP를 이용하고 액체 수소와 액체 중수소에 대한 산란법칙을 적용했다. Semi-analytic 방법과 MCNP 해석을 통해 중성자온도와 이득을 계산하였으며 전체적으로는 Semi-analytic 방법과 MCNP 해석이 근접함을 확인하였다.

• Advances in materials Research
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• 제2권2호
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• pp.93-98
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• 2013

Objective of this study is to calculate gamma buildup factors for pointed and isotropic gamma sources in depleted uranium, uranium dioxide, natural uranium, tin, water and concrete using MCNP4C code. The thickness of the media ranges from 0.5 to 10 mean-free-path (mfp) and gamma energy ranges from 0.5 to 10 MeV. Owing to the outstanding accuracy of MCNP in calculation involving gamma interaction, results fairly match those reported previously. The maximum relative error is 2%.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제16권1호
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• pp.25-32
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• 1991

MCNP 코드를 사용하여 LAEA에서 권고하고 있는 물팬톰과 미국내 선량계 성능시험 프로그램에서 규정하고 있는 PMMA 펜톰내 0.07mm 및 10mm 깊이에서의 환산인자 H(d)/Ka을 계산하였다. 계산은 팬톰의 한면에 수직으로 입사하는 단일에너지 광자의 확장정열범에 대해 수행하였다. 결과는 팬톰내에서 정의되는 선량당량으로 선량계를 교정할 때 환산인자로 사용될 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.79-84
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• 1995

핵연료집합체 연소도 계산용 전산코드인 CASMO-3를 도입하여 한국고유핵설계체계를 개발하기 위해서는 CE형 핵연료집합체의 핵적특성을 파악하는 것은 필수적이다. 따라서, CASMO-3와 몬테칼로 전산코드인 MCNP-4A를 이용하여 CE형 16$\times$16 핵연료집합체에 대한 $K_{inf}$ 및 봉출력 분포를 비교 분석하였다. $K_{inf}$ 의 경우는 CASMO-3에 의한 계산 결과가 0.5% 이내에서 MCNP-4A의 계산 결과와 일치하였으며, 봉출력분포의 경우도 제어봉 주변이나 Gd$_2$O$_3$ 독봉을 제외하고는 CASMO-3에 의한 계산 결과가 MCNP-4A의 계산 결과와 거의 일치하는 것으로 나타났다.