• 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.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권3호
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• pp.340-355
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• 2018

The methods and performance of a fast reactor multigroup cross section (XS) generation code EXUS-F are described that is capable of directly processing Evaluated Nuclear Data File format nuclear data files. RECONR of NJOY is used to generate pointwise XS data, and Doppler broadening is incorporated by the Gauss-Hermite quadrature method. The self-shielding effect is incorporated in the ultrafine group XSs in the resolved and unresolved resonance ranges. Functions to generate scattering transfer matrices and fission spectrum matrices are realized. The extended transport approximation is used in zero-dimensional calculations, whereas the collision probability method and the method of characteristics are used for one-dimensional cylindrical geometry and two-dimensional hexagonal geometry problems, respectively. Verification calculations are performed first for various homogeneous mixtures and cylindrical problems. It is confirmed that the spectrum calculations and the corresponding multigroup XS generations are performed adequately in that the reactivity errors are less than 50 pcm with the McCARD Monte Carlo solutions. The nTRACER core calculations are performed with the EXUS-F-generated 47 group XSs for the two-dimensional Advanced Burner Reactor 1000 benchmark problem. The reactivity error of 160 pcm and the root mean square error of the pin powers of 0.7% indicate that EXUF-F generates properly the broad-group XSs.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권8호
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• pp.2785-2796
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• 2023

How to generate the precise broad group cross section is important for the fast reactor design. In this study, a fast reactor multi-group cross-section generation code MGGC2.0 are developed in-house for processing ultrafine group MATXS format library. Validation and verification are performed for MGGC2.0 code by applying the benchmarks of ICSBEP handbook, and the results of MGGC2.0 agree well with that of MCNP. The consistent P_N method with critical buckling search is in good agreement that condensed with TWODANT flux and flux moment for the inner core and outer core region. For the radial blanket and reflector, two region approximation method has been applied in MGGC2.0 by using collision Probability Method neutron flux solver. The RBEC-M benchmark was used to verify the power distribution calculation, and the relative error of power distribution comparison with the reference are less than 0.8% in the fuel region and the maximum relative error is 5.58% in the reflector region. Therefore, the precise broad cross section can be generated by MGGC2.0 for fast reactor.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권4호
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• pp.787-791
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• 2017

Americium-beryllium (Am-Be; n, ${\gamma}$) is a neutron emitting source used in various research fields such as chemistry, physics, geology, archaeology, medicine, and environmental monitoring, as well as in the forensic sciences. It is a mobile source of neutron activity (20 Ci), yielding a small thermal neutron flux that is water moderated. The aim of this study is to develop a model to increase the neutron thermal flux of a source such as Am-Be. This study achieved multiple advantageous results: primarily, it will help us perform neutron activation analysis. Next, it will give us the opportunity to produce radio-elements with short half-lives. Am-Be single and multisource (5 sources) experiments were performed within an irradiation facility with a paraffin moderator. The resulting models mainly increase the thermal neutron flux compared to the traditional method with water moderator.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.1022-1028
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• 2024

A neutronics study of a supercritical CO₂-cooled fast reactor core for nuclear propulsion has been performed in this work. The thermal power of the reactor core is 30 MWth and a ceramic UO₂ fuel can be used to achieve a 20-year lifetime without refueling. In order to make a compact core with inherent safety features, the drum-type reactivity control system and folding-type shutdown system are adopted. In addition, we suggest a cold shutdown system using gadolinium as a spectral shift absorber (SSA) against flooding. Although there is a penalty of U-235 enrichment for the core embedded with the cold shutdown system, it effectively mitigates the increment of reactivity at the flooding of seawater. In this study, the neutronics analyses have been performed by using the continuous energy Monte Carlo Serpent 2 code with the evaluated nuclear data file ENDF/B-VII.1 Library. The supercritical CO₂-cooled fast reactor core is characterized in view of important safety parameters such as the reactivity worth of reactivity control systems, fuel temperature coefficient (FTC), coolant temperature coefficient (CTC), and coolant temperature-density coefficient (CTDC). We can say that the suggested core has inherent safety features and enough flexibility for load-following operation.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권4호
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• pp.447-453
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• 2020

본 연구는 한국원자력연구원에 있는 고에너지 양성자 선형가속기에서 발생된 100 MeV 양성자와 HPGe 감마선 측정시스템을 이용하여 ¹⁷⁹Re 방사성동위원소의 반감기를 정확하게 측정하였다. 결과적으로 얻어진 반감기는 19.64 ± 0.26 min이다. 현재까지 알려진 ¹⁷⁹Re 방사성동위원소의 반감기에 대한 과거 결과들과 비교했을 때 1960년도 발표한 B. Harmatz와 1975년도에 발표한 B. J. Meijer의 결과들은 중심값 자체가 본 연구에서 얻어진 결과보다 높게 측정되었다. 1966년에 발표된 K. J. Hofstetter의 경우 오차가 매우 큰이 특징이라고 할 수 있다. 이 결과는 본 연구의 결과와 오차범위 내에서 중심값은 매우 일치하는 경향을 보였다. 2009년도에 발표된 Coral M. Baglin의 19.5 min의 값과 오차범위 내에서 매우 일치하는 결과를 보여주고 있다. 얻어진 측정된 결과는 ENSDF(Evaluated Nuclear Structure Data File)의 결과와 비교하였다. 본 연구를 통하여 기존에 부정확했던 ¹⁷⁹Re의 반감기의 결과를 보다 신뢰성 있게 나타났고 비교적 최근에 발표된 Coral M. Baglin의 결과의 타당성을 확인 할 수 있었다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제22권3호
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• pp.107-116
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• 2011

호흡동조 방사선치료 및 체부정위방사선치료시 치료계획과 치료시 치료대상장기가 동일하게 움직이는 것을 확인하는 것은 매우 중요하다. 따라서, 본 연구에서는 호흡의 상태를 모니터하는 RPM 자료와, OBI 영상을 이용하여, 치료 중 치료장기의 움직임을 유추하고 분석하는 프로그램을 개발하였다. 기개발된 호흡연습/유도장치를 사용하여 환자호흡의 규칙성을 확보하였다. 호흡의 상태는 RPM 자료를 실시간 모니터하고 또 치료 후에 저장된 RPM 자료를 이용하였고, 호흡 변위를 내부장기의 움직임으로 환산하기 위하여 호흡의 0%, 50% 호흡동조 OBI 영상을 촬영하였다. OBI 영상촬영 시각을 기록하여, 해당시각의 RPM 자료를 읽고, RPM의 변위와 OBI에서 관찰한 종양의 움직임의 상호비례계수를 구하였다. 치료 후 RPM 자료를 읽어 RPM 자료의 최대값, 최소값, 평균값과 표준편차를 자동으로 계산하는 프로그램을 Labview로 제작하였고, 계산된 결과는 excel 파일로 출력되도록 고안하였다. 분석된 RPM 자료에 비례계수를 적용하여 치료시행중 대상장기의 움직임을 유추하도록 하였다. 이와 같이 개발한 방법은 구동팬텀을 이용하여 정확성을 시험하였고, 간의 체부정위방사선치료를 받는 10명의 환자에 대하여 개발한 방법을 적용하여 유용성을 평가하였다. 본 연구에서 개발한 호흡분석 방법은 구동팬텀을 이용하여 정확성을 확인하였다. 4 sec 주기의 2 cm의 sine 함수형태의 규칙적인 움직임에서 주기는 0.052 sec (1.3%) 크게, 움직임의 크기는 1.952 cm로 0.048 cm 작게 측정되었다. 환자에게 시험적용에서는 1명의 환자는 치료 전 연습을 위한 가치료시간의 자료분석에서 체부정위방사선치료에 적합하지 않은 것으로 판명되었고, 1명의 환자는 치료계획시보다 장기의 움직임이 크게 분석되어 호흡동조 방사선치료로 전환하였다. 본 연구에서 개발한 호흡분석프로그램은 복부부위의 방사선을 받는 모든 환자들의 내부장기의 움직임을 유추하는 데 유용한 것으로 평가되며, 체부정위방사선치료 대상환자들에 대하여, 치료계획시와 동일하게 움직임이 유지되는지 모니터하는 데 유용하였다.

• 한국수자원학회논문집
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• 제53권12호
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• pp.1159-1172
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• 2020

본 연구에서는 강우예측을 위해 U-Net과 SegNet에 기반한 합성곱 신경망 네트워크 구조에 장기간의 국내 기상레이더 자료를 활용하여 심층학습기반의 강우예측을 수행하였다. 또한, 기존 외삽기반의 강우예측 기법인 이류모델의 결과와 비교 평가하였다. 심층신경망의 학습 및 검정을 위해 2010부터 2016년 동안의 기상청 관악산과 광덕산 레이더의 원자료를 수집, 1 km 공간해상도를 갖는 480 × 480의 픽셀의 회색조 영상으로 변환하여 HDF5 형태의 데이터를 구축하였다. 구축된 데이터로 30분 전부터 현재까지 10분 간격의 연속된 레이더 영상 4개를 이용하여 10분 후의 강수량을 예측하도록 심층신경망 모델을 학습하였으며, 학습된 심층신경망 모델로 60분의 선행예측을 수행하기 위해 예측값을 반복 사용하는 재귀적 방식을 적용하였다. 심층신경망 예측모델의 성능 평가를 위해 2017년에 발생한 24개의 호우사례에 대해 선행 60분까지 강우예측을 수행하였다. 임계강우강도 0.1, 1, 5 mm/hr에서 평균절대오차와 임계성공지수를 산정하여 예측성능을 평가한 결과, 강우강도 임계 값 0.1, 1 mm/hr의 경우 MAE는 60분 선행예측까지, CSI는 선행예측 50분까지 참조 예측모델인 이류모델이 보다 우수한 성능을 보였다. 특히, 5 mm/hr 이하의 약한 강우에 대해서는 심층신경망 예측모델이 이류모델보다 대체적으로 좋은 성능을 보였지만, 5 mm/hr의 임계 값에 대한 평가결과 심층신경망 예측모델은 고강도의 뚜렷한 강수 특징을 예측하는 데 한계가 있었다. 심층신경망 예측모델은 예측시간이 길어질수록 공간 평활화되는 경향이 뚜렷해지며, 이로 인해 강우 예측의 정확도가 저하되었다. 이류모델은 뚜렷한 강수 특성을 보존하기 때문에 강한 강도 (>5 mm/hr)에 대해 심층신경망 예측모델을 능가하지만, 강우 위치가 잘못 이동하는 경향이 있다. 본 연구결과는 이후 심층신경망을 이용한 레이더 강우 예측기술의 개발과 개선에 도움이 될 수 있을 것으로 판단된다. 또한, 본 연구에서 구축한 대용량 기상레이더 자료는 향후 후속연구에 활용될 수 있도록 개방형 저장소를 통해 제공될 예정이다.