• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.317-322
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• 1996

원자로 압력공기 재료인 SA508-3 강의 중성자 조사량에 따른 Hysteresis Loop 의 변화와 Barkhausen Noise 의 변화를 조사하였다. 조사량에 따른 최대자기유도, 보자력, 잔류자화 및 Barkhausen Amplitude 의 변화를 측정하였으며, 이를 격자변형에 의한 자구 벽의 pinning 과 중성자 조사에 의한 자기에너지의 변화로 설명하였다. 중성자 조사에의 한 자기적 성질은 기계적 성질의 변화보다 훨씬 민감하게 변화하였으며, 보자력과 잔류자화는 중성자 조사량에 따라 선형으로 증가하였다. 이를 이용하면 조사손상 평가와 함께 조사량을 측정하는 dosimetry 에도 적용될 수 있는 가능성이 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.42-45
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• 1997

핵융합로 제1벽이 사용수명 동안에 받는 조사량은 300dpa 이상인데, 연구용 원자로에서 이와같은 조사량으로 조사시키기 위해서는 상당히 장기간이 요구된다. 그러므로 핵융합로 제1벽 재료의 연구에서는 중성자 조사 대신에 단시간에 높은 조사량으로 조사시킬 수 있는 싸이클로트론 등 입자가속기를 이용한 이온조사 시험이 활용되고 있다. 따라서 조사 손상에 미치는 이온조사와 중성자조사의 상관성은 대단히 중요하므로 본 연구에서는 이의 상관성에 대해 검토 분석하였는데, 이온조사시 경화가 일정하게 일어나는 plateau, 영역에서는 중성자 조사와 선형 관계가 있으나 경화가 크게 일어나는 peak 영역에서는 중성자 조사에 비해 경화가 크게 일어났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.777-782
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• 1998

원자로 압력용기의 건전성은 원전의 수명과 직결되며, 압력용기는 운전기간동안 중성자의 조사에 의해 재료의 성질이 저하된다. 중성자 조사량 감소방안을 도출하기 위해 MCNP코드를 이용, 고리 1호기 14주기 원자로심을 3차원으로 모델링하고, 원자로심 핵연료집합체를 제외한 주변구조물에 새로운 추가차폐체를 설치하여 조사량 감소에 효과가 있는 위치를 찾고, 여러 재질의 차폐 성능도 평가하였다. 분석결과, Ta 패드를 이용한 설계안의 경우에 압력용기 용접부위에서 약 32% 정도의 속중성자 조사량 감소가 있음을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.899-904
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• 1995

원자로 수명기간동안 압력용기의 중성자 조사량 계산은 사용된 핵단면적자료, 모델링시의 기하학적인 단순화 및 가정, 그리고 선원항 선정에 있어서의 가정 등에 의한 불확실성을 포함하고 있다. 이중 핵단면적자료는 이론 및 실험의 발전에 따라 계속 개선되고 있으며 Regulatory Guide(1)에서는 압력용기에서의 중성자 조사량 계산시 가장 최근의 핵자료를 적용할 것을 명시하고 있다. 특히 기존의 ENDF/B-IV나 ENDF/B-V에 포함된 철 핵단면적이 중성자 투과를 작게 평가하고 있음이 밝혀지면서[2] 새로운 핵단면적의 채택이 필요하게되었다. ENDF/B-Vl 핵자료는 개선된 철의 핵단면적을 포함하여 여러 가지 최근의 계산 및 실험치를 바탕으로 생산되었다. 따라서 ENDF/B-Vl를 근거로 하고 있는 BUGLE93[3]을 이용하여 원자로 내부구조물 및 압력용기에서의 고속중성자속 계산을 수행하였다. 그리고 기존의 핵자료를 근거로 예측한 울진 3,4호기 원자로의 수명기간 중 압력용기 중성자 조사량 계산의 타당성을 검토하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.905-910
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• 1995

영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.606-611
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• 1998

330MWt 출력의 신형 원자로인 SMART(System integrated Mod씰w Advanced ReacTor)가 전기 생산뿐만 아니라 해수의 담수화를 위한 에너지 공급을 위해 한국원자력연구소에 의해 개발되고 있다. SMART의 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량을 기존의 각분할법 코드 대신에 몬데칼로 수송 코드인 MCNP-4A를 이용하여 평가하였다. MCNP-4A에 의한 몬데 칼로 모사는 각분할법에 비해 핵 단면적 자료, 선원항, 그리고 기하학적 모델링의 문제로부터 야기되는 불확실성을 감소시킬 수 있을 뿐만 아니라 초기 개념 설계 단계에서 상세 노심 출력 분포 자료에 의존하지 않고 선원항을 평가할 수 있는 장점이 있다. 본 연구에서는 원자로 압력 용기 내부의 원자로 노심 및 다른 구조물을 포함하는 전체 원자로 구조에 대하여 몬테 칼로 모사를 적용하였다. 1단계에서는 임계도 계산에 의해 선원항으로 이용되는 원자로 노심내의 열 출력 분포를 평가하고, 2단계에서는 노심내의 열 출력 분포를 고정 선원으로 이용하여 압력 용기에서의 중성자 조사량을평가하였다. 그 결과 SMART 압력용기의 중성자 조사량은 규제 요건을 만족하는 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.32 no.4
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• pp.158-167
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• 2007

It is required that the neutron dosimetry be present to monitor the reactor vessel throughout its plant life. The Ex-vessel Neutron Dosimetry Systems which consist of sensor sets, radiometric monitors, gradient chains, and support hardware have been installed for 3-Loop plants after a complete withdrawal of all six in-vessel surveillance capsules. The systems have been installed in the reactor cavity annulus in order to characterize the neutron energy spectrum over the beltline region of the reactor vessel. The installed dosimetry were withdrawn and evaluated after a irradiation during one cycle and then compared to the cycle specific neutron transport calculations. The reaction rates from the measurement and calculation were compared and the results show good agreements each other.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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• pp.248-259
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• 1995

고리 3호기 원자로를 대상으로 압력용기에서의 고속중성자 집적량을 계산하였다. 수송계산에는 2차원 각분할 수송코드인 DOT 4.3을 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF /B-II와 ENDF /B-III를 근거로 한 CASK와 ENDF /B-IV를 근거로 한 BUGLE80, 고리고 ENDF /B-Ⅵ를 근거로 한BUGLE93 등이다. 사용한 핵단면적에 따른 압력용기에서의 고속중성자속 분포를 살펴보고 최근에 배포된 BUGLE93 라이브러리의 Dosimeter File을 사용하여 1, 2차 감시시험에서 측정된 중성자 측정시료의 방사능으로부터 계산된 고속중성자속 측정치를 계산된 고속중성자속과 비교하였다. 이 비교를 통하여 압력용기에서의 고속중성자속과 수명기간동안의 고속중성자 집적량을 평가하였다.

• Journal of the Korean Magnetics Society
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• v.15 no.1
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• pp.12-16
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• 2005

The $Fe_{87}Zr_{7}B_{6}$ amorphous alloy after neutron irradiation are studied hysteresis loop and complex permeability measurements. The total integration fluence of fast neutrons is varied from $1.92{\times}10^{14}$ to $4.85{\times}10^{16}n_{f1}cm^{-2}$. After neutron irradiation, the imaginary part of complex permeability in low frequency region decreased due to the decrease of wall motion, but the permeability in high frequency region increased due to the enhancement of rotational magnetization. The measurement of hysteresis loop showed the increase of magnetic softness, related to rotational magnetization, but saturation magnetization was decreased in neutron irradiation sample.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.19 no.6
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• pp.433-438
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• 1999

Magneto-acoustic emission (MAE) energy and hardness were measured in the reactor pressure vessel steel (SA508 Steel) for the various neutron fluence, irradiated dose up to $10^{18}n/cm^2$. The hardness was nearly a constant up to $10^{16}n/cm^2$, but it was rapidly increased with an increase of the neutron irradiation above $10^{17}n/cm^2$. It may be considered that the increase of hardness is due to the hindrance of dislocation motion induced defect clusters by irradiation. On the other hand. the MAE energy was slowly decreased as the neutron irradiation increased up to $10^{16}n/cm^2$ and it was rapidly decreased with an increase of the neutron irradiation above $10^{17}n/cm^2$. The decrease of the MAE energy may be considered as an increase of the defect clusters which is very sensitive to the $90^{\circ}$ domain wall motion. Furthermore, the change of MAE energy and hardness had nearly a linear relationship. but the change of MAE energy was more significant than the change of the hardness. Therefore, MAE may be considered as a very useful technique for the nondestructive evaluation of irradiation damage.