Advanced nuclear reactors, especially the newly developed small and micro-reactors have complex neutron spectrum, which makes the deterministic reactor core calculations sensitive to the energy group structure of few-group cross-sections. To avoid significantly increasing the cost of energy discretization in the core calculation, two energy group structures with 31 groups and 33 groups were adopted for typical thermal and fast reactor cores, respectively. Then, an adaptive scheme of group division for reactor cores with a medium neutron spectrum was proposed. The works were based on the full spectrum nuclear reactor analysis code SARAX/TULIP. An equivalent one-dimensional model of the core was proposed to capture the key neutron spectrum features of the reactor core. Such features were used to adaptively determine a few-group structure for the following reactor core calculations. Then, the neutron spectrum in different zones with more details was calculated. With this spectrum, the cross-sections were condensed into the determined energy groups. Three tests based on different neutron spectrum were calculated to verify the schemes. The results show that using the adaptive energy group division scheme, the following core calculation can meet the accuracy requirement of different reactors with different neutron spectra.
Cao, Chenglong;Gan, Quan;Song, Jing;Yang, Qi;Hu, Liqin;Wang, Fang;Zhou, Tao
Nuclear Engineering and Technology
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제52권11호
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pp.2452-2459
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2020
Neutron spectrum is essential to the safe operation of reactors. Traditional online neutron spectrum measurement methods still have room to improve accuracy for the application cases of wide energy range. From the application of artificial neural network (ANN) algorithm in spectrum unfolding, its accuracy is difficult to be improved for lacking of enough effective training data. In this paper, an adaptive deviation-resistant neutron spectrum unfolding method based on transfer learning was developed. The model of ANN was trained with thousands of neutron spectra generated with Monte Carlo transport calculation to construct a coarse-grained unfolded spectrum. In order to improve the accuracy of the unfolded spectrum, results of the previous ANN model combined with some specific eigenvalues of the current system were put into the dataset for training the deeper ANN model, and fine-grained unfolded spectrum could be achieved through the deeper ANN model. The method could realize accurate spectrum unfolding while maintaining universality, combined with detectors covering wide energy range, it could improve the accuracy of spectrum measurement methods for wide energy range. This method was verified with a fast neutron reactor BN-600. The mean square error (MSE), average relative deviation (ARD) and spectrum quality (Qs) were selected to evaluate the final results and they all demonstrated that the developed method was much more precise than traditional spectrum unfolding methods.
Kim, Sang In;Chang, Insu;Kim, Bong Hwan;Kim, Jang Lyul;Lee, Jung Il
Nuclear Engineering and Technology
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제46권2호
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pp.273-280
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2014
The spectrum weighted responses of various detectors were calculated to provide guidance on the proper selection and use of survey instruments on the basis of their energy response characteristics on the neutron fields. To yield the spectrum weighted response, the detector response functions of 17 neutron-measuring devices were numerically folded with each of the produced calibration neutron spectra through the in-house developed software 'K-SWR'. The detectors' response functions were taken from the IAEA Technical Reports Series No. 403 (TRS-403). The reference neutron fields of 21 kinds with 2 spectra groups with different proportions of thermal and fast neutrons have been produced using neutrons from the $^{241}Am$-Be sources held in a graphite pile, a bare $^{241}Am$-Be source, and a DT neutron generator. Fluence-average energy ($E_{ave}$) varied from 3.8 MeV to 16.9 MeV, and the ambient-dose-equivalent rate [$H^*(10)/h$] varied from 0.99 to 16.5 mSv/h.
We designed a single polyethylene bonner sphere with several thermo-luminescence dosimeters (TLD), for measurement of neutron energy spectrum. For the separation of the neutron dosage in the neutron-gamma mixed field, we used 21 ea TLD-600s and TLD-700s, respectively. Because, TLD-600 is sensitive to neutron and gamma rays, and, TLD-700 is sensitive only to gamma-rays, we could determine the each dose by neutron and gamma rays. The neutron response function of the bonner sphere with TLDs was calculated by MCNPX (ver. 2.5.0) Monte Carlo simulation in the energy range from $10^{-1}$ to 20 MeV. For the Cf-252 standard neutron source in KRISS, we could estimate the neutron energy spectrum by unfolding method using the response function.
방사선 중성자 선원의 에너지 스펙트럼을 측정하기 위하여 액체 섬광 검출기(NE213)와 펄스모형 분리장치를 감마선 선원과 중성자 선원을 이용하여 그 감응 특성을 분석하였다. Am-Be 선원을 이용하여 이 장치에 대한 "Figure of Merit"을 측정한 결과 1.13 이었다. 이 값은 단색 에너지 중성자 선원인 $^{12}C(d,\;n)^{13}N$에서의 1.3 과 상당히 유사한 값을 보여 준다. NE213-PSD 장치의 성능 시험을 위한 이 실험결과는 중성자-감마 혼합 방사선장에서 스펙트럼의 측정과 중성자 에너지 스펙트럼과 속밀도 측정표준을 확립하는 데 기술적으로 유용하게 쓰일 것이다.
Kwon Junhyun;Seo Chul Gyo;Kwon Sang Chul;Hong Jun-Hwa
Nuclear Engineering and Technology
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제35권5호
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pp.497-505
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2003
This paper describes a computational approach to the quantification of primary damage under irradiation and demonstrates the effect of neutron energy spectra on the formation of the displacement cascade. The development of displacement cascades in ${\alpha}-Iron$ has been simulated using the MOLDY code - a molecular dynamics code for simulating radiation damage. The primary knock-on atom energy, key input to the MOLDY code, was determined from the SPECTER code calculation on two neutron spectra. The two neutron spectra include; (i) neutron spectrum in the instrumented irradiation capsule of the high-flux advanced neutron application reactor (HANARO), and (ii) neutron spectrum at the inner surface of the reactor pressure vessel steel for the Younggwang nuclear power plant No.5 (YG 5). Minor differences in the normalized neutron spectra between the two spectra produce similar values of PKA energy, which are 4.7 keV for HANARO and 5.3 keV for YG 5. This similarity implies that primary damage to the components of the commercial nuclear reactors should be well simulated by irradiation in the HANARO. Moreover, the application of the MD calculations corroborates this statement by comparing cascades simulation results.
In relation to a non-destructive evaluation of irradiation damage of micro-structure of interstitial, void and dislocation, the changes in the hysteresis loop and Barkhausen noise amplitude and the harmonics frequency due to neutron irradiation were measured and evaluated. The Mn-Mo-Ni low alloy steel of reactor pressure vessel was irradiated to a neutron fluence of $2.3\times10^{19}n/cm^2$$(E\ge1MeV)$ at $288^{\circ}C.$The saturation magnetization of neutron irradiated metal did not change. Neutron irradiation caused the coercivity to increase, whereas susceptibility to decrease. The amplitude of Barkhausen noise parameters associated with the domain wall motion were decreased by neutron irradiation. The spectrum of Barkhausen noise was analyzed with an applied frequency of 4Hz and 8Hz, and a sampling time of 50 $\mu$ sec and 20 $\mu$ sec. The harmonic frequency of Joule effect shows 4Hz, 8Hz, 12Hz and 16Hz reflected from an unirradiated specimen. On the contrary, the harmonic frequency disappeared for the irradiated specimen. Harmonic frequency of induced voltage of sinusoidal magnetic field And Spectrum of Barkhausen noise on material is determined.
동경공업대학교의 3MV 펠레트론가속기를 사용하여 10에서 90keV 영역에 대하여 $^{197}Au$의 중성자포획 스펙트럼을 측정하였다. 중성자 펄스빔은 $^7Li(p,n)^7Be$반응을 통하여 발생되었다. 사용되어진 양성자 빔의 폭은 1.5-ns였다. 금 시료에 입사된 중성자의 에너지 스펙트럼은 $^6Li$-glass 섬광검출기의 중성자 비행시간법을 사용하여 측정하였다. 금 시료의 중성자포획에 의해서 발생된 감마선은 anti-Compton NaI(TI) 검출장비를 사용하여 측정되었다. 본 연구에서는 5개의 중성자 에너지 역영을 선택했고, 각각의 에너지영역에서 얻어진 감마선파고스펙트럼을 표시하였다. 본 연구에서 얻어진 스펙트럼은 처음으로 얻어진 결과이며, 중성자 결합에너지부근에 몇 개의 천이 피크가 보인다.
A future nuclear energy system is being developed at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), the system involves a Sodium Fast Reactor (SFR) linked with the pyro-process. The pyro-process produces a source material to fabricate a SFR fuel rod. Therefore, an isotopic fissile content assay is very important for fuel rod safety and SFR economics. A new technology for an analysis of isotopic fissile content has been proposed using a lead slowing down spectrometer (LSDS). The new technology has several features for a fissile analysis from spent fuel: direct isotopic fissile assay, no background interference, and no requirement from burnup history information. Several calculations were done on the designed spectrometer geometry: detection sensitivity, neutron energy spectrum analysis, neutron fission characteristics, self shielding analysis, and neutron production mechanism. The spectrum was well organized even at low neutron energy and the threshold fission chamber was a proper choice to get prompt fast fission neutrons. The characteristic fission signature was obtained in slowing down neutron energy from each fissile isotope. Another application of LSDS is for an optimum design of the spent fuel storage, maximization of the burnup credit and provision of the burnup code correction factor. Additionally, an isotopic fissile content assay will contribute to an increase in transparency and credibility for the utilization of spent fuel nuclear material, as internationally demanded.
MN(Madland-Nix) 모형에 바탕을 둔 핵분열 즉발 중성자 에너지 스펙트럼을 핵분열 유기중성자의 에너지 함수로서 구했다. 이 중성자 스펙트럼을 $^{27}$ Al(n,$\alpha$), $^{32}$S(n,p) 및 $^{115}$ In(n,n') 발단 방사화 검출기의 여기함수에 증율시켜 평균핵반응 단면적을 계산하고 상호간의 비, 즉, 중성자 스펙트럼 지수를 구했다. 그 결과 핵분열 유기중성자의 에너지에 따라 중성자 스펙트럼은 변하며 그에 따라 중성자 스펙트럼 지수도 변함을 보였다. 이것은 곧 중성자 스펙트럼 지수를 실험적으로 결정하므로써 핵분열 즉발 중성자 에너지 스펙트럼을 결정할 수 있음을 의미한다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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