• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.433-439
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• 1996

노심 외각에 설치되어 노심 외각으로 누설되는 중성자를 검출하여 노심내의 출력 변화를 지시해 주는 노외계측기(Excore Detector)는 운전중 노심의 변화를 정확히 감지하도록 정기적으로 교정되어져야 한다. 노외계측기는 노내계측기(Incore Detector)를 통하여 측정되어진 축방향 출력편차(Axial Offset)를 이용하여 교정하고 있다. 기존의 방법은 노내계측기로 최소한 4회 노심 출력을 측정하여 최소자승법(Least Square Method)으로 상수들을 구한후 노외계측기를 교정한다. 여기서 소개되는 단순 노외계측기 교정법은 노내계측기로 2회 측정되어진 자료들을 이용하는 2점 교정법과 1회 측정되어진 자료들을 이용하는 1점 교정법으로, 계측기 반응상수(Detector Response Factor)를 계산한후 교정되어진 노외계측기의 출력편차를 측정값과 비교하였다. 위의 두가지 방법을 고리 3호기 9주기, 10주기에 적용하여 노심 운전영역(~$\pm$10%)에서 2점 교정법은 최대 1.40 %, 1점 교정법은 최대 0.63 %의 오차를 보여주고 있다. 단순 노외계측기 교정법은 노심출력을 1회 또는 2회 측정하므로 교정시간을 줄이고 제어봉의 사용을 억제하여 방사성 폐기물을 감소시키는 효과와 기존의 교정 방법과 같은 정확성을 기대할수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.335-341
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• 1997

운전중 노심의 출력변화를 감시하는 노외계측기(Excore Detector)는 노내계측기(Incore Detector)를 통하여 측정되어진 축방향 출력편차(Axial Offset)를 이용하여 교정되고 있다. 노외 계측기의 전류와 축방향출력편차의 선형적인 관계를 가정하여 노내계측기로 최소한 4회 노심출력을 측정한후 최소자승법(Least Square Method)으로 비례상수들을 구하는 기존의 방법을 대신하여, 단순 노외계측기 교정법은 노내계측기로 1회 측정되어진 자료들을 이용하여 계측기 반응상수(Detector Response Factor)를 계산한 후 비례상수를 계산한다. 계측기반응상수는 2차원 중성자수송모델로부터 계산된 weighting factor와 3차원 확산이론으로부터 구한 노심출력을 이용하여 계산된다. 중성자수송계산은 (R-Z)와 (R-$ heta$)모델을 합성하여 3차원 weighting factor를 계산하므로 축방향 영향뿐만 아니라 집합체별 영향을 고려하였다. 또한 노심의 복잡한 구조로 인하여 근사적인 weighting (actor와 노심출력분포의 사용은 노외계측기의 전류와 계측기반응율의 불일치를 초래하며, 이를 해결하는 상수를 소개하여 보다 정확한 교정결과를 얻도록하였다. 이와 같은 방법을 고리 3호기 9, 10주기 전주기와 11주기초에 적용하여 노심의 연소분포, 냉각수의 온도분포, 노심의 연소도, 노심출력준위등에 대한 단순 노외계측기 교정법의 오차를 분석하여 최적의 노외계측기 교정모델을 제시하였다. 2차원 중성자수송모델 합성법에 의한 단순노외계측기 교정법은 2차원 (R-Z) 중성자수송모델보다 개선된 결과와 평균오차 0.179% 최대 오차 0.624%를 보여주고 있다.하면 조사 후의 조직안정성에도 크게 기여할 것으로 기대된다.EX>O가 각각 첨가된 경우, Ar-4vol.%H$_2$ 분위기보다 H$_2$분위기에서 소결했을 때 밀도가 더 높았다. 그러나, 결정립은 $UO_2$와 $UO_2$-Li$_2$O의 경우, 수소분위기에서 소결했을 때, (U,Ce)O$_2$와 (U,Ce)O$_2$-Li$_2$O에서는 Ar-4vol.%H$_2$분위기에서 소결했을 때 더욱 성장하였다.설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.50-57
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• 1997

영광 2호기 9주기 노심을 대상으로 다양한 운전조건에서 노외계측기 weighting function을 계산하고 영향 인자들에 대한 민감도 분석을 수행하였다. Weighting function 계산은 2차원 각분할 수송코드인 DORT 2.8.14를 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF/B-VI에 근거한 BUGLE93 라이브러리를 사용하였다. Weighting function은 축방향 weighting function(R-Z 모델)과 집합체별 weighting function(R- 모델)을 계산하였고, 민감도 분석에 사용한 인자는 출력준위, 연소도, 제어봉 삽입, 붕소농도이다. 민감도 분석결과 노외계측기 weighting function은 출력 준위에 민감하고 그외 모든 인자의 영향은 무시할 수 있을 만큼 작았다. 또한 출력분포와 weighting function으로부터 계산되는 단순노외계측기 교정법의 계측기반응상수는 출력준위와 연소도를 고려하여 생산해야함을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.30 no.2
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• pp.55-60
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• 2005

The evaluation of neutron flux distribution was performed for the ex-core detector design of SMART-P. DORT and MCNP code were used for the calculation of energy-dependent neutron flux distribution at 100% full power condition. Two code results show that maximum thermal flux appears at the $1^{st}$ water region in IST region and agree within 10% difference. In addition, another evaluation was performed code with assumptions that cote was composed of fission source and control rod without fuel assemblies. These assumptions make neutron count rate to be minimized. As a results, maximum thermal flux showed $6.99{\times}10^{-2}(n/cm^2-sec)$, when the strength of initial fission source was assumed as $1.0{\times}10^8(n/sec)$. The main reason of these results is due to the thermalization of fast neutrons in the water region and thermal flux is proportional to 80% of total neutron flux. Therefore, optimization of filler material of detector guide tube, position of installation and axial length of detector segments is necessary for the design of ex-core detector to enhance the neutron count rate and above results could be used in ex-core detector design as a fluence requirement.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.21 no.4
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• pp.294-301
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• 1989

The Axial Power Distribution Monitoring System(APDMS) program was developed to calculate a detailed axial power distribution using two-level excore detector, cold leg temperature and control rod position signals. The unnormalized two-level excore detector signals were corrected for the rod shadowing factor determined by control rod position and for the temperature shadowing factor calculated based on cold leg temperature. A shape annealing matrix was then applied to the corrected excore detector response to yield peripheral power. After the core average power was obtained using linear relationship bet-ween core average and peripheral power, the boundary point power correction coefficient was applied to core average power in order to obtain boundary power for both upper and lower core axial boundaries. Then, the axial power distribution was synthesized by spline approximation. In spite of burnup, power level, control rod postion and axial offset changes, the comparisons of axial power distributions between BOXER simulation program and APDMS results showed good agreements within 5% root mean square error for Kori Unit 3 Cycle 4.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2009.07a
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• pp.1678_1679
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• 2009

원전에 설치되어 있는 노외 핵계측 검출기는 설계수명과 품질보증 수명의 차이가 크기 때문에 적절한 검출기 교체 프로그램의 수립이 어렵다. 따라서 본 논문에서는 노외 핵계측검출기에 대한 노화 진행정도 판단 및 최적 교체주기 수립을 위한 원전 노외 핵계측 검출기 성능진단 시스템 및 분석기술에 대해 고찰하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.57-57
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.62.1-62
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.703-710
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• 1996

본 연구에서는 영광 3,4호기 원자로의 Core Support Barrel 거동을 중성자 잡음해석을 이용하여 분석하였다. 분석 방법은 원자로 노외계측기에서 취득한 교류 성분의 중성자 잡음 신호를 주파수분석하므로서 얻어진 PSD, Phase, Coherence 등을 이용하였다. 영광 3,4호기의 1 주기 동안의 신호를 분석결과, CSB의 Beam Mode 주파수는 영광 3호기의 경우 BOL, MOL, EOL에서 각각 7.75∼8.5Hz, 7.75Hz, 7.25∼7.75Hz로 나타났고, 영광 4호기 BOL에서 8.5∼8.75Hz 임이 도출되었다. 본연구 결과는 한국형 원전의 원자로 내부구조물의 진동 특성을 파악하고 운전중 CSB건전성 진단을 위한 기초 자료로 활용할 수 있다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2009.11a
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• pp.70-71
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• 2009