• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.269-274
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• 1996

월성원자력발전소 2호기와 같은 CANDU 6형 원자로의 반응도제어기구 설치대에는 여러 반응도제어기구가 삽입되기때문에 원자로심으로부터의 방사선흐름현상으로 인한 방사선피폭이 예상될 수 있는 위치이다. 좁고 긴 반응도제어기구 도관에서의 방사선 흐름으로 인한 반응도제어기구 설치대에서의 방사선량을 예측하기 위해 몬테 칼로 MCNP 코드를 1차원 각분할법 코드인 ANISN과 연계하여 사용하였다. 월성원자력2호기의 상단차폐해석을 위한 ANISN 계산, 도관의 방사선흐름을 평가하기 위한 MCNP 계산, 그리고 반응도제어기구 설치대에서의 방사선량율 평가를 위한 MCNP 계산등 3단계 계산 기법의 적응이 시도되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제17권2호
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• pp.37-48
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• 1992

월성 원자력 발전소 2호기의 1차 종단 및 측면 차폐 계통의 각 차폐체에 대한 100% 출력 가동시 핵에너지 축적을 해석을 ANISN 코드를 이용하여 수행하였다. 본 해석 결과는 월성원자력 발전소 2호기 계통 설계시 고려 사항으로 이용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권2호
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• pp.129-135
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• 1985

중성자 차폐계산에 미치는 칠의 공명에너지 영역에서의 미세군 및 소수군 구조에 의한 효과와 축약과정에서 사용되는 가중스펙트럼에 의한 효과를 ANISN 코드와 ENDF/B-IV자료로써 평가하였다. 다루어진 문제는 소수군효과, 철의 두께 증가에 의한 영향 및 고려된 계를 대상으로한 미상군계산에서 얻은 스펙트럼을 사용한 군축약효과이다. 이용된 군정수와 코드의 정확성을 검토하기 위해, 매우 정확한 계산정도를 갖고 있는 연속에너지 Monte Carlo코드 VIM에 의한 벤치마크계산을 수행하고 결과를 비교-검토하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권2호
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• pp.109-116
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• 2003

본 연구에서는 최근 국내 원자력발전소의 해체시 방사화 생성물 재고량의 평가 필요성이 대두됨에 따라 원자로 수명종로가 가까워지고 있는 고리1호기를 대상으로 원자로 각 구조물의 방사라 생성물 재고량을 ANISN과 ORIGEN2 코드를 이용하여 예비평가를 수행하였다. 코드 입력자료로는 노심에서부터 차폐콘크리트까지 반경방향으로 8개 영역으로 나누어 ANISN 코드를 사용하여 중성자속을 계산하였다. 또한 압력용기의 중성자속 분포를 가지고 주요 핵종의 단일 그룹 반응단면 적을 보정하였다. 본 연구의 결과 압력용기의 경우 원자로 정지시점에서 약 10년까지는 $^{55}Fe,\;^{59}Ni,\;^{63}Ni,\;^{60}Co$ 핵종이 총 방사능의 약 95%정도를 차지하였으며, 약 50년 이상 냉각 후의 총 방사능은 원자로 정지시점과 비교하여 약 0.2 % 이하로 감소하는 것으로 평가되었다. 또한 압력용기의 무게가 210 ton임을 고려해 볼 때, 압력용기의 총 방사화생성물 재고량은 $5.25{\times}10^6GBq$로 계산되었다. 또한 차폐콘크리트의 경우 약 10년 이상 냉각 후의 총 방사능은 원자로 정지시점과 비교하여 1 %이하로 급격히 감소하는 것으로 평가되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.618-623
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• 1998

A shielding analysis was performed for the end shield of CANDU 6 reactor. The one-dimensional discrete ordinate code ANISN with a 38-group neutron-gamma library, extracted from DLC-37D library, was used to estimate the dose rate for the natural uranium CANDU reactor. For comparison MCNP-4B calculation was performed for the same system using continuous, discrete and multi-group libraries. The comparison has shown that the total dose rate of the ANISN calculation agrees well with that of the MCNP calculation. However, the individual dose rate (neutron and gamma) has shown opposite trends between AMISN and MCNP estimates, which may require a consistent library generation for both codes.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권2호
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• pp.27-35
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• 1993

중수로형 원자로에서 방출되는 사용후핵연료 다발을 안전하게 운반할 목적으로 CANDU 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 핵연료의 연소도는 7,800MWD/MTU, 냉각기간은 5년으로 하여 ORIGEN2 코드로 방사선원을 구하고 이것으로 핵연료 378다발을 운반할 수 있는 수송용기의 차폐체 두께변화에 따른 선량을 영향을 비교하였다. 계산은 ANISN과 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 해석결과 최적의 차폐구조를 선정 하였으며, 또한 IAEA 및 국내 원자력법의 수송법규에 명시된 정상수송 및 가상사고조건에 따른 차폐해석을 수행하여 CANDU 수송용기의 안전성을 입증하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제8권1호
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• pp.33-37
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• 1983

물 또는 콘크리트반사체(反射體)의 두께 및 콘크리트반사체(反射體)와 핵물질용액계(核物質溶液系) 사이의 간격에 따라 변(變)하는 유효증배계수(有效增倍係數)로서의 반사효과(反射效果)를 중성자수송이론(中性子輸送理論)에 기초를 둔 각분할방법(角分割方法)의 전산코드 ANISN으로 계산하였다. 그 결과에 따르면 반사체(反射體)의 두께가 엷을 때, 유효증배계수(有效增倍係數)를 기준으로 한 물 반사체(反射體)의 반사효과(反射效果)는 콘크리트에서보다 크지만 그 두께가 커지면 반대현상도 생기는 것 같았다. 한편 핵물질용액계(核物質溶液系)와 콘크리트반사체(反射體)사이에 물이 채워져 있고 그 간격변화에 따라 산출한 유효증배계수치(有效增倍係數値)는 처음 급격하게 감소하다가 약 15cm를 지나면서부터 서서히 감소하는 것 같았다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.41-49
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• 1985

1,300 MWe 가압경수로 공동내에서 중성자의 흐름해석이 수행되었다. 중성자의 흐름을 해석하는데는 1차원 수송코드인 ANISN, 2차원 수송코드인 DOT3.5, 3차원 Monte Carlo 코드인 TRIPOLI-02와 이들을 접속시켜주는 DOTTRI 등의 전산코드가 이용되었고, 본 계산에 사용된 전산기는 IBM 3033형이었다. 계산된 선속 및 선량율은 900 MW 가압경수로의 공동내에서 측정한 측정치와 비교검토 되었고, 그 결과 중성자 군별로 약간의 오차는 있었으나 전체적으로 큰 오차는 없었다. 이 결과는 대용량의 원자로 차폐설계, 원자로보수시, 기타 원자로 공동내에 출입할 경우에 방사선방어상 필요한 방어수단을 제공하는데 기여하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.319-328
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• 1992

일차원 구에서 유한요소법의 Galerkin formulation이 일차형태의 단일 에너지 중성자 수송방정식의 적분법에 적용되었다. 구분적으로 1차 혹은 2차인 Lagrange 다항식들이 선형대수 방정식들의 집합을 만들기 위해 적분법에 있는 각의존 중성자속(angular flux)에 대하여 활용되었다. 수치해석이 균질구에서의 임계문제와 비균질구에서의 scalar flux 분포에 대해서 행해졌다. 공간과 각에 대하여 연속적인 유한요소를 사용한 균질구에서의 임계문제에 대한 유한요소법의 결과들은 이론적인 해들자 비교되었다. 비균질 문제에서는 각자 공간에 대하여 불연속 유한요소를 사용하여 구한 scalar flux 분포는 ANISN code에 의한 계산결과와 잘 일치하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권1호
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• pp.65-70
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• 1988

PWR사용 후 핵연료 집합체 4개를 장전한 수 있는 납/Resin차폐체형 수송용기에 대한 방사선 차폐해석을 수행하였다. 이때 차폐효과를 유지하면서도 전체중량이 최소화되도록 차폐재를 선택하였다. 방사선윈은 ORIGEN 전산코드로 계산하여 얻었으며, 사용후 핵연료의 연소도를 38,000 MWD/MTU 그리고 냉각기간을 3년으로 가정하였다. 수송용기의 외부 표면에서 1m거리에서 나타나는 감마선 그리고 중성자의 선량율은 ANISN전산코드로 계산하여 얻었다. 계산된 총방사선 선량율은 정상 및 가상 사고조건하에서도 국내 법규에 규정된 기준치 이내에서 만족하는 것으로 나타났다.