• 공업화학
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• 제9권2호
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• pp.238-242
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• 1998

복합체 제조의 최적조건을 얻기 위해 페놀수지와 목분의 함량을 변화시켜 제조하고 그들의 기계적 성질을 측정하였다. 페놀수지의 함량이 45 wt%일 때 가장 높은 기계적 강도를 나타내었다. 또한 페놀수지와 목분 복합체의 기계적 성질을 개선하기 위해 페놀수지의 개질제로서 폴리우레탄을 사용하였다. Isocyanate 작용기를 갖는 폴리우레탄은 페놀수지와 잘 혼합되지 않기 때문에 상용성을 개선하기 위해 페놀 blocked 폴리우레탄을 합성하였다. 이들을 첨가한 복합체는 개질제 함량이 5 wt%에서 최대의 기계적 강도를 나타냈다. 또한 $210^{\circ}C$에서 경화된 복합체의 기계적 강도가 $150^{\circ}C$에서 경화된 것보다 우수하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.247-256
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• 1994

SAV90에서 사용되고 있는 핵종 연쇄모델을 CASMO3/MEDIUM3 계산절차에 상응되도록 수정하였다. 기존의 핵종 연쇄모델은 21개의 핵종으로 표현되어 있어 CASMO3의 계산결과를 MEDIUM3에서 그대로 구현하는데 충분치 않은 것으로 밝혀졌다. 따라서, 이를 해결하기 위해서 기존의 핵종 연쇄모델을 수정 확장시켰으며, 여기에서 분석된 여러 핵종 연쇄모델들중 21 핵종 연쇄모델에 Pu238만을 더 고려한 22 핵종을 가진 연쇄모델이 정확도와 계산효율을 모두 고려할 때 가장 우수한 것으로 나타났다. 이 모델을 이용하여 영광 1호기의 노심연소계산을 수행하였으며, 이를 주요 노심 측정치와 비교한 결과 잘 일치하는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권1호
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• pp.99-106
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• 2009

The contents of transuranic elements ($^{237}Np$, $^{238}Pu$, $^{239}Pu$, $^{240}Pu$, $^{241}Am$, $^{244}Cm$, and $^{242}Cm$) in high-burnup spent fuel samples ($35.6{\sim}53.9\;GWd/MtU$) were determined by alpha spectrometry. Anion exchange chromatography and diethylhexyl phosphoric acid extraction chromatography were applied for the separation of these elements from the uranium matrix. The measured values of the nuclides were compared with ORIGEN-2 calculations. For plutonium, the measurements were higher than the calculations by about $2.6{\sim}32.7%$ on average according to each isotope, and those for americium and curium were also higher by about $35.9{\sim}63.1%$. However, for $^{237}Np$, the measurements were lower by about 52% on average for the samples.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권4호
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• pp.387-400
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• 1991

해수유동에 의한 이류와 부유물과의 상호작용에 의한 해양에서의 핵종이동을 모사하여 시간에 따른 핵종농도의 파과곡선을 구할 수 있는 해양구획모델이 개발되었다. 해양을 임의 수의 구획으로 나누어 각 구획간의 질량수지를 통해 지배 방정식을 세우고 이에 대한 해를 stiff한 문제에 유용한 수치적분방법을 이용하여 구하였다. 2차원 해수유동모델을 이용하여 해수교체시간을 계산한 후 각 구획간의 해수유동에 의한 이류수송을 나타내는 이동계수를 구하였다. 개발된 해양구획모델에 대한 계산 예로써 해저에 위치한 가상 처분장으로 부터 방출된 저준위방사성 폐기물의 주요 핵종중 Tc-99 Cs-137 및 Pu-238에 대한 파과곡선을 5개 구획에 대해 구하였다. 또한 핵종농도 파가 곡선에 대한 파라미터의 민감도 분석을 수행한 결과 구획내의 해수체적 및 해수교체시간과 같은 주요 변수들이 파과곡선에 중요한 영향을 줌을 알 수 있었다.

• Elastomers and Composites
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• 제47권3호
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• pp.238-245
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• 2012

천연 흑연으로부터 Graphene oxide(GO)를 합성한 후 diisocyanatodicyclohexylmethane($H_{12}MDI$)를 이용하여 GO의 표면을 기능화하였고, hydrazine monohydrate에 의한 환원을 통해 isocyanate-graphene sheet(i-RGO)를 얻었다. 폴리우레탄과 적합한 나노복합체를 형성하기 위하여 GO, i-RGO, 천연흑연 및 열적환원된 graphene을 서로 비교분석하였으며, i-RGO가 가장 적합한 나노충전제로 선정되었다. 선정된 i-RGO의 함량에 따른 폴리우레탄의 물성 향상을 확인하기 위하여 충전제의 함량을 다르게 하여 PU/i-RGO 나노복합체를 합성하였다. 물성 평가에서, i-RGO의 함량이 증가할수록 열적 안정성, 경도 및 접촉각(발수력)이 향상되었는데, 이는 i-RGO의 물성 특성 및 가교점 작용에 기인한 것으로 판단되었다. 다만, 인장강도와 신장률의 경우 함량이 4 wt%를 넘어갈 경우 오히려 물성이 감소하는 것을 확인할 수 있었는데, 이는 과량의 가교점 형성이 원인인 것으로 해석되었다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2000년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.173-181
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• 2000

IAEA자료에 의하면 원자력 발전용 원자로는 1998년말 현재 세계 32개국에서 434기가 운전중이며, 총 출력은 3억 4889만kW인 것으로 나타났고, 이는 세계 총 발전량의 17%를 담당하는 것으로 확인되었다. 그러나 농축 우라늄 고체 핵연료를 사용하는 발전로 개념은 근본적으로 핵물질 SEU(Slightly Enriched Uranium)를 생산하기 위한 235U 농축과 노내에서 238U의 중성자 포획으로 전환.생성되는 Pu의 누적에 따른 핵확산 우려, 고준위 방사성 폐기물로 취급되는 사용후 핵연료 처리.처분에 관한 정책적.기술적 장기 전망의 불확실성, 그리고 설계기준사고인 LOCA로부터 중대사고로 이어지는 안전성 문제 등이 대두되고 있다. Th$^{233}$ /U용융염 핵연료주기를 이용하는 발전로 개념은 원자력 발전이 안고있는 고유문제들을 배제 또는 완화할 수 있는 방안으로 고려되고 있다.(중략)

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권3호
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• pp.299-312
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• 2014

An uncertainty propagation methodology based on the Monte Carlo method is applied to PWR nuclear design analysis to assess the impact of nuclear data uncertainties. The importance of the nuclear data uncertainties for $^{235,238}U$, $^{239}Pu$, and the thermal scattering library for hydrogen in water is analyzed. This uncertainty analysis is compared with the design and acceptance criteria to assure the adequacy of bounding estimates in safety margins.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권9호
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• pp.3602-3607
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• 2024

The present work is devoted to implementation of the stilbene-based neutron spectrometer energy calibration method. The results of experiments with portable neutron generators and 238PuBe source and scattering materials with known cross sections are used for this method. It is shown that the submitted method makes it possible to carry out fast neutron spectrometry in the energy range from 1 to 15 MeV with the uncertainty of the unfolded neutron energy no more than 200 keV. Neutron spectra unfolding was carried out based on the measured spectra and a Geant4 simulated response matrix. Unfolded spectra were compared with the literature data and reference spectra.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권1호
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• pp.79-88
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• 2010

Spent $UO_2$ nuclear fuel discharged from a nuclear power plant (NPP) contains fission products, U, Pu, and other actinides. Due to neutron capture by $^{238}U$ in the rim region and a temperature gradient between the center and the rim of a fuel pellet, a considerable increase in the concentration of fission products, Pu, and other actinides are expected in the pellet periphery of high burnup fuel. The characterization of the radial profiles of the various isotopic concentrations is our main concern. For an analysis, spent nuclear fuels originating from the Yeonggwang-2 pressurized water reactor (PWR) were chosen as the test specimens. In this work, the distributions of some actinide isotopes were measured from center to rim of the spent fuel specimens by a radiation shielded laser ablation inductively coupled plasma mass spectrometer (LA-ICP-MS) system. Sampling was performed along the diameter of the specimen by reducing the sampling intervals from 500 ${\mu}m$ in the center to 100 ${\mu}m$ in the pellet periphery region. It was observed that the isotopic concentration ratios for minor actinides in the center of the specimen remain almost constant and increase near the pellet periphery due to the rim effect apart from the $^{236}U$ to $^{235}U$ ratio, which remains approximately constant. In addition, the distributions of local burnup were derived from the measured isotope ratios by applying the relationship between burnup and isotopic ratio for plutonium and minor actinides calculated by the ORIGEN2 code.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권12호
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• pp.2733-2742
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• 2020

This paper presents an assessment of applicability of the multigroup cross sections generated with Monte Carlo tools to the fast reactor analysis based on transport calculations. 33-group cross section sets were generated for simple one- (1-D) and two-dimensional (2-D) sodium-cooled fast reactor problems using the SERPENT code and applied to deterministic steady-state and depletion calculations. Relative to the reference continuous-energy SERPENT results, with the transport corrected P₀ scattering cross section, the k-eff value was overestimated by 506 and 588 pcm for 1-D and 2-D problems, respectively, since anisotropic scattering is important in fast reactors. When the scattering order was increased to P₅, the 1-D and 2-D problem errors were increased to 577 and 643 pcm, respectively. A sensitivity and uncertainty analysis with the PERSENT code indicated that these large k-eff errors cannot be attributed to the statistical uncertainties of cross sections and they are likely due to the approximate anisotropic scattering matrices determined by scalar flux weighting. The anisotropic scattering cross sections were alternatively generated using the MC²-3 code and merged with the SERPENT cross sections. The mixed cross section set consistently reduced the errors in k-eff, assembly powers, and nuclide densities. For example, in the 2-D calculation with P3 scattering order, the k-eff error was reduced from 634 pcm to -223 pcm. The maximum error in assembly power was reduced from 2.8% to 0.8% and the RMS error was reduced from 1.4% to 0.4%. The maximum error in the nuclide densities at the end of 12-month depletion that occurred in ²³⁷Np was reduced from 3.4% to 1.5%. The errors of the other nuclides are also reduced consistently, for example, from 1.1% to 0.1% for ²³⁵U, from 2.2% to 0.7% for ²³⁸Pu, and from 1.6% to 0.2% for ²⁴¹Pu. These results indicate that the scalar flux weighted anisotropic scattering cross sections of SERPENT may not be adequate for application to fast reactors where anisotropic scattering is important.