• Proceedings of the Korean Society of Computer Information Conference
• /
• 2024.01a
• /
• pp.479-480
• /
• 2024

본 논문에서는 원자력 안전조치 용어를 미세조정(fine tuning) 알고리즘을 활용해 추가 학습한 공개 거대 언어모델(Large Language Model, LLM)이 안전조치 관련 질문에 대해 답변한 결과를 정성적으로 평가하였다. 평가 결과, 학습 데이터 범위 내 질문에 대해 학습 모델은 기반 모델 답변에 추가 학습 데이터를 활용한 낮은 수준의 추론을 수행한 답변을 출력하였다. 평가 결과를 통해 추가 학습 개선 방향을 도출하였으며 저비용 전문 분야 언어 모델 구축에 활용할 수 있을 것으로 보인다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.05a
• /
• pp.1054-1059
• /
• 1995

국제원자력기구에서는 현재 적용되고 있는 보장조치(Safeguards) 방법을 보다 효과적이고 효율적으로 적용하기 위하여 1993년부터 'Program 93+2'라는 사업을 수행하고 있다. 이중 하나의 과제로 수행되고 있는 구역 보장조치는 기존의 보장조치 개념이 하나의 시설을 대상(Facility-Oriented Safeguards)으로 개발된 것과는 달리 동일한 범주의 핵물질을 취급하는 여러 개의 시설을 하나의 가상적인 구역(Fuel Cycle-Oriented Safeguards)으로 설정하여 보장조치를 적용하는 개념으로, 보다 강화된 사찰 활동에 의하여 보장조치 신뢰도를 향상시키면서 사찰 횟수 및 사찰량은 절감되고 있다. 우리나라는 한국원자력연구소의 중수로핵연료 가공시설과 월성 1호기를 천연우라늄 구역(Natural Uranium Zone)으로, 한국원전연료(주)의 경수로핵연료 가공시설과 국내의 모든 경수로를 저농축우라늄 구역(Low Enriched Uranium Zone)으로 설정하여 성공적으로 구역 보장조치를 적용하고 있다. 그러나 이러한 구역 보장조치의 적용에는 원자력산업 체제의 단순화와 같은 제약조건이 따른다. 앞으로 우리나라에서는 현재 적용되고 있는 구역 보장조치 방법이 보다 효율적으로 운영되고 시설 운영에 대한 방해를 최소화시키는 방안을 고려하여야 하며 이에 는 가공시설에서의 생산 및 수송 일정을 발전소 운영 및 사찰 일정과 적절히 조화시키는 방법, 가공시설에서 검증된 핵연료에 대하여 적절한 감시 및 봉인 장비를 적용하는 방법, 현재의 구역 이외의 시설 또는 핵물질에 새로운 구역을 설정, 적용하는 방안 등을 고려할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2001.05a
• /
• pp.524.1-524
• /
• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2001.05a
• /
• pp.525.1-525
• /
• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2001.05a
• /
• pp.530.1-530
• /
• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1999.05a
• /
• pp.454-454
• /
• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2004.05a
• /
• pp.495-495
• /
• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2002.10a
• /
• pp.443.1-443
• /
• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2005.10a
• /
• pp.1031-1032
• /
• 2005

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.54 no.6
• /
• pp.2004-2010
• /
• 2022

Quantification of sensitive material is of vital importance when it comes to the movement of nuclear fuel throughout its life cycle. Within the electrorefiner vessel of electrochemical separation facilities, the task of quantifying plutonium by neutron analysis is especially challenging due to it being in a constant mixture with curium. It is for this reason that current neutron multiplicity methods would prove ineffective as a safeguards measure. An alternative means of plutonium verification is investigated that utilizes the (𝛼,n) signature that comes as a result of the eutectic salt within the electrorefiner. This is done by utilizing the multiplicity variable a and breaking it down into its constituent components: spontaneous fission neutrons and (𝛼,n) yield. From there, the (𝛼,n) signature is related to the plutonium content of the fuel.