• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권5호
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• pp.869-877
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• 2020

A 24-month Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) core with a very-low-boron (VLB) concentration has been investigated for an inherently safe and high-performance PWR in this work. To develop a high-performance APR1400 which is able to do the passive frequency control operation, VLB feature is essential. In this paper, the centrally-shielded burnable absorber (CSBA) is utilized for an efficient VLB operation in the 24-month cycle APR1400 core. This innovative design of the VLB APR1400 core includes the optimization of burnable absorber and loading pattern as well as axial cutback for a 24-month cycle operation. In addition to CSBA, an Er-doped guide thimble is also introduced for partial management of the excess reactivity and local peaking factor. To improve the neutron economy of the core, two alternative radial reflectors are adopted in this study, which are SS-304 and ZrO₂. The core reactivity and power distributions for a 2-batch equilibrium cycle are analyzed and compared for each reflector design. Numerical results show that a VLB core can be successfully designed with 24-month cycle and the cycle length is improved significantly with the alternative reflectors. The neutronic analyses are performed using the Monte Carlo Serpent code and 3-D diffusion code COREDAX-2 with the ENDF/B-VII.1.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권2호
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• pp.423-429
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• 2021

The investigation of the utilization of enriched ²⁰⁸Pb as a coolant to enhance the performance of a long-life fast reactor with a Modified CANDLE (Constant Axial shape of Neutron flux, nuclide densities, and power shape During Life of Energy production) burnup scheme has performed. The analyzes were performed on a reactor with thermal power of 800 MegaWatt Thermal (MWTh) with a refueling process every 15 years. Uranium Nitride (enriched ¹⁵N), ²⁰⁸Pb, and High-Cr martensitic steel HT-9 were employed as fuel, coolant, and cladding materials, respectively. One of the Pb-nat isotopes, ²⁰⁸Pb, has the smallest neutron capture cross-section (0.23 mb) among other liquid metal coolants. Furthermore, the neutron-producing cross-section (n, 2n) of ²⁰⁸Pb is larger than sodium (Na). On the other hand, the inelastic scattering energy threshold of ²⁰⁸Pb is the highest among Na, ^natPb, and Bi. The small inelastic scattering cross-section of ²⁰⁸Pb can harden the neutron energy spectrum. Therefore, ²⁰⁸Pb is a better neutron multiplier than any other liquid metal coolant. The excess neutrons cause more production than consumption of ²³⁹Pu. Hence, it can reduce the initial fuel loading of the reactor. The selective photoreaction process was developing to obtain enriched ²⁰⁸Pb. The neutronic was calculated using SRAC and JENDL 4.0 as a nuclear data library. We obtained that the modified CANDLE reactor with enriched ²⁰⁸Pb as coolant and reflector has the highest k-eff among all reactors. Meanwhile, the ^natPb cooled reactor has the lowest k-eff. Thus, the utilization of the enriched ²⁰⁸Pb as the coolant can reduce reactor initial fuel loading. Moreover, the enriched ²⁰⁸Pb-cooled reactor has the smallest power peaking factor among all reactors. Therefore, the enriched ²⁰⁸Pb can enhance the performance of a long-life Modified CANDLE fast reactor.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권7호
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• pp.2756-2766
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• 2024

Small rod-controlled pressurized water reactors (PWR) are the ideal energy source for vessel propulsion, benefiting from their high reactivity control efficiency. Since the control rods (CRs) increase the complexity of reactivity control, this paper seeks to study the performance of CRs in small rod-controlled PWRs to extend the lifetime and reduce power offset due to CRs. This study investigates CR grouping, move-in/out strategies, and axially non-uniform design effects on core neutron physics metrics. These metrics include axial offset (AO), core lifetime (CL), fuel utilization (FU), and radial power peaking factor (R-PPF). To simulate the movement of the CRs, a "Critical-CR-burnup" function was developed in OpenMC. In CR designs, the CRs are grouped into three banks to study the simultaneous and prioritized move-in/out strategies. The results show CL extension from 590 effective full power days (EFPDs) to 638-698 EFPDs. A lower-worth prioritized strategy minimizes AO and the extremum values decrease from -0.69 and + 0.81 to -0.28 and + 0.51. Although an axially non-uniform CR design can improve AO at the beginning of cycle (BOC), considering the overall CR worth change is crucial, as a significant decrease can adversely impact axial power distribution during the middle of cycle (MOC).

• 한국방사선학회논문지
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• 제8권7호
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• pp.455-459
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• 2014

본 논문에서는 $Li_6Gd(BO_3)_3:Ce^{3+}$ 할라이드 섬광체를 초크랄스키법으로 육성하고, 육성된 단결정의 X선에 대한 섬광 및 열형광 특성에 대하여 조사하였다. $Li_6Gd(BO_3)_3:Ce^{3+}$의 섬광스펙트럼은 $Ce^{3+}$이온의 $4f{\rightarrow}5d$ 천이에 따라 파장범위가 370~500 nm, 피이크 파장은 423 nm 및 455 nm이었다. 섬광감쇠시간 특성은 60 ns의 빠른 시간 특성 성분(25%), 787 ns의 중간 시간특성 성분(29%)과 $5.9{\mu}s$의 느린 성분(46%)의 3개로 구성되며, 잔광에 기여한 포획준위의 물리적 변수를 열형광 측정법에서 분석한 결과, 2개의 포획준위에 기인하며 각 포획 준위의 활성화에너지, 발광차수 및 주파수 인자의 평균값은 각각 0.65 eV, 1.01 및 $6.9{\times}10^8s^{-1}$ 및 0.96 eV, 1.79 및 $3.1{\times}10^{12 }s^{-1}$ 이었다.

• 한국어류학회지
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• 제32권3호
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• pp.130-135
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• 2020

양식업에서 인기 있는 어종 중 하나인 동자개를 자연산과 양식산을 구분하여 생식소 발달을 관찰하였다. 자연산과 양식산 동자개는 2018년 4월에서 10월에 채집하여 수컷의 생식소 지수, 비만도지수 및 생식소 발달을 연구하였다. 광학현미경으로 관찰된 월별 생식소 발달과 GSI를 기반으로 생식소 발달 단계는 자연산과 실외 사육장은 4월 성숙기, 5월 산란기, 6월에서 7월 퇴화기, 8월에서 10월 휴지기로 관찰되었다. 실내 사육장은 4월에서 6월까지 성숙기, 7월에서 8월 산란기, 9월 퇴화기, 10월 휴지기로 구분되었다. GSI 값은 자연산과 실외 사육장은 5월에 가장 높은 값을 보였고, 실내 사육장은 9월에 가장 높은 값을 나타내 차이를 보였다. CF는 자연산과 양식산 사이에 유의한 차이가 없었으나 자연산은 6월에 가장 높은 값을 보였으며, 실외 사육장은 11월에 가장 높은 값을 보였다. 본 실험 결과, 실외 사육장 동자개 수컷을 인공 수정에 사용하는 것이 적합하며, 자연산 생식주기와 같은 5월에 인공 수정을 하는 것이 효율적일 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4447-4464
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• 2023

This paper focuses on the development of a new computational model of the CNESTEN's TRIGA Mark II research reactor using the 3D continuous energy Monte-Carlo code TRIPOLI-4 (T4). This new model was developed to assess neutronic simulations and determine quantities of interest such as kinetic parameters of the reactor, control rods worth, power peaking factors and neutron flux distributions. This model is also a key tool used to accurately design new experiments in the TRIGA reactor, to analyze these experiments and to carry out sensitivity and uncertainty studies. The geometry and materials data, as part of the MCNP reference model, were used to build the T4 model. In this regard, the differences between the two models are mainly due to mathematical approaches of both codes. Indeed, the study presented in this article is divided into two parts: the first part deals with the development and the validation of the T4 model. The results obtained with the T4 model were compared to the existing MCNP reference model and to the experimental results from the Final Safety Analysis Report (FSAR). Different core configurations were investigated via simulations to test the computational model reliability in predicting the physical parameters of the reactor. As a fairly good agreement among the results was deduced, it seems reasonable to assume that the T4 model can accurately reproduce the MCNP calculated values. The second part of this study is devoted to the sensitivity and uncertainty (S/U) studies that were carried out to quantify the nuclear data uncertainty in the multiplication factor k_eff. For that purpose, the T4 model was used to calculate the sensitivity profiles of the k_eff to the nuclear data. The integrated-sensitivities were compared to the results obtained from the previous works that were carried out with MCNP and SCALE-6.2 simulation tools and differences of less than 5% were obtained for most of these quantities except for the C-graphite sensitivities. Moreover, the nuclear data uncertainties in the k_eff were derived using the COMAC-V2.1 covariance matrices library and the calculated sensitivities. The results have shown that the total nuclear data uncertainty in the k_eff is around 585 pcm using the COMAC-V2.1. This study also demonstrates that the contribution of zirconium isotopes to the nuclear data uncertainty in the k_eff is not negligible and should be taken into account when performing S/U analysis.

• Journal of Chest Surgery
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• 제31권5호
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• pp.502-508
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• 1998

인공 심폐기를 이용한 체외순환은 우리 몸에 전신적인 염증반응을 일으키므로 수술후에 여러장기의 기능부전을 초래할수 있다. 이러한 염증반응은 체외순환후 체액성, 세포성 및 보체계등의 면역계가 활성화 되어 전체적인 염증반응을 일으키는 것으로 일부연구에서 보고하고 있으며, 이러한 염증반응에는 Tumor Necrosis Factor-$\alpha$(TNF-$\alpha$)를 비롯한, Interleukin-1, Interleukin-6, Interleukin-8 등의 cytokine등 이 전구물질로써 중요한역할을 하는 것으로 알려져 있다. 본 교실에서는 이러한 cytokine의 유리를 억제함으로 체외순환후 염증반응을 줄일수 있다는 가정하에 항염증작용이 있는 부신피질 호르몬을 체외순환전에 투여함으로서 염증반응이 현저히 감소하는지를 혈청내 TNF-$\alpha$를 측정하여 비교 연구하였다. 1996년 6월부터 1996년 8월까지 심장수술환자 20명에서 전향적 연구를 했다. 10명의 비교군은 수술 하루전, 마취전, 체외순환 시작 5분후, 대동맥 차단시작 5분후, 대동맥 차단 끝나기 5분전, 체외순환 끝나기 5분전, 재관류후 2시간, 4시간, 6시간, 12시간, 24시간 별로 10cc씩 채혈하여 TNF-$\alpha$의 수치를 ELISA 방법으로 측정하였고 10명의 스테로이드군은 마취 1시간전에 부신피질 호르몬(Dexamethasone 1mg/Kg)을 정맥주사하고 채혈은 비교군과 같게 했다. 그리고 양군에서 수술전 심전도 및 혈청내 LDH, CPK 효소치와 백혈구 수치를 측정하고 수술후 1일째, 3일째 재측정하였으며, 수술후 3일째내에 환자의 혈압동태 ,폐기능 상태 및 회복상태를 관찰하여 비교하였다. 환자군 간에 LDH 및 백혈구 수치간에 의미있는 차이는 없었으나 CPK 수치가 수술후 첫째날/세째날 비교군이 1122$\pm$456/864 $\pm$42 이고 스테로이드군은 567$\pm$471/325$\pm$87로 큰 차이를 보였고(P=0.002), CPK-MB 효소는 술후 1일째 비교군이 106.4, 스테로이드군이 29.5로 이의있는 차이를 보여주었으나(P=0.02) 수술후 3일째에는 두 군간의 차이가 없었다. 수술후 72시간 관찰기간중 비교군에서 4명의 환자가 3번 이상의 저혈압으로 처치가 필요했고 38$^{\circ}C$ 이상의 발열은 3명의 환자에서 있었다. 환자군 간에 대동맥 차단시간과 체외순환 시간간에 의미있는 차이는 없었고, 인공호흡기 부착시간과 중환자실 체류기간, 입원기간 비교에 있어 스테로이드군이 적은 수치를 보였으나 통계학적 의미는 없었다. TNF-$\alpha$는 대동맥 차단 5분후부터 체외순환 끝나기 5분전까지 양군에서 현저히 증가하였는데 비교군은 체외순환 끝나기 5분 전에 측정한 수치의 평균은 22.3$\pm$6.8 pg/ml였고, 스테로이드군은 대동맥 차단 끝나기 5분 전에 측정한 수치의 평균은 11.9$\pm$4.7 pg/ml였다. 이상의 연구결과에서 수술전 부신피질 호르몬을 정주함으로 체외순환시 Cytokine의 분비를 억제하여, cytokine으로 인한 심장수술후 발생할수있는 전신적 염증반응을 감소시킬것으로 기대되므로 수술후 환자의 중환자실 체류기간, 입원기간 및 합병증률을 줄일 수 있으리라 생각된다.