• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권1호
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• pp.74-83
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• 1995

원자로 압력용기에서의 정화한 속중성자 조사량의 계산은 발전소 압력용기 surveillance program의 핵심적인 부문이다. 최근 기존의 ENDF /B-III~V에 있는 철의 핵단면적 자료가 압력용기와 같은 철이 포함된 구조물에서 속중성자속을 낮게 평가하는 것으로 알려지고 있다. 본 논문에서는 ENDF /B-IV와 VI의 철(Fe) 자료의 비교를 위해 영광3/4호기 모델과 2개의 ENDF/B 파일에 있는 각각의 철자료를 이용하여 47-에너지그룹 핵단면적집 (CXFe-IV와 CXFe-VI )을 만들었다. CXFe-IV와 CXFe-VI를 사용하여 수행한 DOT4.3 계산결과에 의하면 압력용기 취화해석에 중요한 속중성자속(E 〉 1.0 MeV) 계산에서 ENDF /B-VI의 철자료를 사용한 경우가 ENDF /B-IV의 철자료를 사용한 경우보다 압력용기 내부표면에서 7.6%, 외부표면에서 20% 높게 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.56.1-56
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• 2002

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권8호
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• pp.1610-1616
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• 2017

To validate the new Evaluated Nuclear Data File $(ENDF)/B-VIII.0{\beta}4$ library, 31 different critical cores were selected and used for a benchmark test of the important parameter keff. The four utilized libraries are processed using Nuclear Data Processing Code (NJOY2016). The results obtained with the $ENDF/B-VIII.0{\beta}4$ library were compared against those calculated with ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, and ENDF/B-VII.1 libraries using the Monte Carlo N-Particle (MCNP(X)) code. All the MCNP(X) calculations of keff values with these four libraries were compared with the experimentally measured results, which are available in the International Critically Safety Benchmark Evaluation Project. The obtained results are discussed and analyzed in this paper.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.94-99
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• 1996

최근 열중성자 산란법칙 라이브러리 ENDF/B-VI Release-2가 제공된 바 있다. 여기에는 경수내 수소와 흑연내 탄소에 대한 산란법칙이 포함되어 있어, 이를 경수격자인 TRX와 BAPL로 WIMS 계산을 통하여 검증하였다. 온도에 따른 변화를 검증하기 위해 가압경수로와 흑연감속 기체냉각로의 단위격자에 대한 WIMS계산을 수행하였다. WIMS 라이브러리 생산에 Release-1, Release-2 및 자유기체모델을 이용하여 상대적 차이를 검증한 결과 Release-2는 대체적으로 Release-1보다 개선되었으나, 그 개선의 정도는 현저하지 않음을 보이 주고 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.251-256
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• 1996

일반화된 다군의 material 단면적 라이브러리 형식인 MATXS와 이를 각종 수송계산 코드에 적용할 수 있도록 하는 TRANSX 코드 체제를 소개하고 그 유용성을 검토하였다. 이를 위해 ENDF/B-VI.2를 이용하여 열 및 고속 임계노심 해석을 위한 각각의 라이브러리를 생산하고, 수송계산 코드인 ONEDANT를 이용하여 검증계산을 수행하였다. 열중성자 임계노심 해석결과 유효증배계수에서 약 0.3% 내외로 실험치에 근사한 결과를 얻었으며, 고속임계노심에서도 임계도 및 중심반응율비 결과가 실험치에 접근하고 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.67-72
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• 1995

최근 선진 원자력 개발국들이 새로운 평가 핵자료집들을 계속하여 공개하고 있다. 이 핵자료들을 노심 채석에 적용하기 위한 연구의 일환으로 최근에 발표된 ENDF/B-V1.2 평가 핵자료집을 이용하여 CASMO-3의 단면적 Data Library를 만들어 검증해 보았다. 평가 핵자료집의 개선 정도와 계산상으로 만들어진 Library와 실제 사용되는 Library의 차이를 알아보기 위하여 BNDF/B-IV도 같이 처리하여 검증하였다. 유효증배계수와 integral parameter들을 비교한 결과 ENDF/B-VI의 유용성과 일관성이 입증되었고, 단면적 Library의 수정 작업에 관한 연구의 필요성도 제기되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권1호
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• pp.35-42
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• 2018

This article presents clean core criticality calculations and control rod worth calculations for TRIGA (Training, Research, Isotope production-General Atomics) Mark II research reactor benchmark cores using Winfrith Improved Multi-group Scheme-D/4 (WIMS-D/4) and Program for Reactor In-core Analysis using Diffusion Equation (PRIDE) codes. Cores 133 and 134 were analyzed in 2-D (r, ${\theta}$) and 3-D (r, ${\theta}$, z), using WIMS-D/4 and PRIDE codes. Moreover, the influence of cross-section data was also studied using various libraries based on Evaluated Nuclear Data File (ENDF/B-VI.8 and VII.0), Joint Evaluated Fission and Fusion File (JEFF-3.1), Japanese Evaluated Nuclear Data Library (JENDL-3.2), and Joint Evaluated File (JEF-2.2) nuclear data. The simulation results showed that the multiplication factor calculated for all these data libraries is within 1% of the experimental results. The reactivity worth of the control rods of core 134 was also calculated with different homogenization approaches. A comparison was made with experimental and reported Monte Carlo results, and it was found that, using proper homogenization of absorber regions and surrounding fuel regions, the results obtained with PRIDE code are significantly improved.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.82-82
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• 2001

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제37권1호
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• pp.101-108
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• 2005

The neutron induced nuclear cross-section data for Pd-105, Ag-109, Xe-131, and Cs-133 were calculated and evaluated from an unresolved energy to 20 MeV. The energy dependent optical model potential parameters were extracted based on recent experimental data and applied up to 20 MeV. A spherical optical model and a statistical model for the equilibrium energy, and a multistep direct and a multistep compound model for the pre-equilibrium energy were used in the calculation. The direct capture model was recently introduced for fast neutron capture. The theoretically calculated cross-sections were compared with the experimental data and the evaluated files. The total and capture cross-sections calculated using the model were in good agreement with the reference experimental data. The evaluated cross-section results were compiled in ENDF-6 format and merged with the resonance component, already adopted in the ENDF/B-VI release 8. New data library files covering from thermal to 20 MeV were created. They are at the preliminary stage of an ENDF/B- VII release.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제4권2호
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• pp.76-82
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• 2004

기존의 $^{141}$Pr(n,$\gamma$)$^{142}$Pr 반응에 대한 열중성자포획단면적 결과들은 여러 종류의 값들이 보고 되어 있다. 본 연구에서는 이상적인 중성자속을 가지는 교토원자로실험소의 중수열중성자장치를 이용하여 방사화 방법을 통해 열중성지포획 단면적을 보다 정밀하게 측정하였다. 시료에 입사되는 열 중성자속은 $^{197}$Au(n,${\gamma}$)$^{198}$Au 반응을 통하여 측정되었다. 측정된 결과는 기존의 측정 결과 및 JENDL-3.2, ENDF/ B-VI, JEF-2.2의 평가치들과 비교하였다.