• The Journal of the Korea Contents Association
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• v.15 no.1
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• pp.331-337
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• 2015

By comparing and evaluating the neutron dose when running cyclotron in fixed type measuring machine and portable type measuring machine, we performed this study to see if there is any difference between the doses in both measuring devices. We performed correction 3 times for the portable type during the experiment. We measured the values 12 times for each correction, so total 36 times by using the fixed type and portable type once every 2 weeks from June 2012 to February 2014. The statistics for the portable type and fixed type for each experiment showed 0.186, 0.511, and 0.057, which are not statistically significant. Therefore, we have come to the conclusion that unless there is deviation based on the correction period of the portable type, correction of fixed type wouldn't be necessary. Also, reduction of social costs may be achieved if we install an alarm meter, which is relatively low priced compared to the high cost neutron measuring machine, when detecting higher level than the interested standard level.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.6
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• pp.911-917
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• 1995

로듐 자기 기전력형 중성자 계측기는 단위 중성자당 발생되는 전류 신호가 매우 커 계측성이 우수하나 연소율이 빨라 자주 교체해야 하므로 재장전 기간 연장 및 새로운 로듐계측기 구입 등의 문제점이 있다. 75% 연소에 해당하는 제5핵 연료 주기 기간 동안 영광 3, 4호기와 같은 C-E 원자로에 사용되고 있는 로듐 자기 기전력형 중성자 계측기의 연소 거동이 C-E에 의해서 연구되었다. 약 제3핵연료주기까지 분석한C-E의 초창기 연구에서는 중성자 방사화율 개념에 근거하여 약 66%연소시점까지 로듐계측기 연소특성곡선은 선형적임이 밝혀진 바 있다. ［l, 2］ 그 후 C-E의 연구에 의하면 약 75% 연소에 해당하는 제5핵연료 주기까지도 로듐계측기 연소 특성 곡선은 선형적임이 밝혀졌다. 그 결과로 C-E형 원자력발전소에서 사용되는 로듐 노내계측기의 수명을 약 60%연소에서 66%연소 시점까지 연장시킬 수 있게 되었다. ［3］이 정도의 계측기 수명 연장은 약 반년의 원자로 운전 기간에 해당되며 차기 핵연료주기에서 많은 로듐 노내계측기를 계속 사용할 수 있게 한다. 특히 영광 3, 4호기가 12개월 핵연료 주기에서 18개월 핵연료 주기로 재장전 전략을 바꿀 경우 로듐 노내계측기의 수명 이 연장되지 않으면 계측기 교체가 빈번해 질 것으로 사료되어 로듐 수명 연장과 관련된 기술 특히 C-E 및 B&W의 로듐 노내계측기 연소도 특성곡선 불확실도 평가 및 출력 측정 계통 오차 분석 기술을 소개하고자 한다. 영광3, 4호기에서 사용중인 로듐 노내계측기 수명을 현재 연소도 기준 66%내로 한정하고 있는데 C-E 및 B&W의 로듐 노내계측기연소 특성에 관한 연구 내용을 분석한 결과 노내계측기 수명을 연소도가 66%를 초과하는 계측기가 있어도 전체적으로 불확실도가 안전한계를 넘지 않으면 노내상주가 가능한 것으로 평가되었다.

• 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

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.22 no.1
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• pp.29-33
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• 1997

Neutron room scattering corrections that should be made when neutron detectors are calibrated with a $D_2O$ moderated $^{252}Cf$ neutron source in the center of a calibration room are considered. Such room scattering corrections are dependent on specific neutron source type, detector type, calibration distance, and calibration room configuration. Room scattering corrections for the responses of a thermoluminescence dosimeter and two different types of spherical detectors to neutron source in the Radiation Calibration Laboratory(RCL) neutron calibration facility at the Korea Atomic Energy Research Institute(KAERI) were experimentally determined and are presented. The measured room scattering results are then compared with theoretical results calculated by predicting room scattering effects in terms of parameters related to the specific configuration. Agreement between measured and calculated scattering correction is generally about 10% for three kinds of detectors in the calibration facility.

• 전기의세계
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• v.14 no.2
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• pp.36-38
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• 1965

원자제어제용 계측회로 및 제어장치를 이해하기 위해서는 원자로내의 중성자선속이 노의 반응도에 따라 시간적으로 어떻게 변하는가를 알 필요가 있다. 1개의 핵분열에서 평균 2.5개의 중성자가 방출하는데 그중 다음의 핵분열에 기여하는 중성자수를 Effective multiplication factor(실효증배계수) Keff라고 한다. 그런데 2.5개의 중성자가 모두 순간적으로 방출되는것은 아니며 약 0.7%의 분열 생성물은 약간 늦어서 방출한다. 이러한 누발 중성자는 분열생성물의 반감기에 따라 몇 개의 군으로 나누어 지지만 간단히 하기 위하여 한 개의 군으로 평균하여 생각하기로 한다.

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

• 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.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2011.10a
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• pp.465-466
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• 2011

• The Magazine of the IEIE
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• v.28 no.10
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• pp.102.2-103
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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.