• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.58-65
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• 1990

열중성자로의 무작위 중성자 특성을 PC로써 측정하는 체계를 개발하고 이를 한국에너지연구소의 TRIGA Mark-II 원자로에 응용하였다. 그 결과 이 체계는 재래의 여러 방법에 비하여 많은 장점을 가지고 있음을 확인하였다. 아직은 한개의 계측기를 사용하였고, 즉발중성자만 고려한 시간 영역에 대하여 autocorrelation과 VTMR 두가지 방법으로 분석하였다. 두 방법의 결과는 서로 잘 일치하였으나 통계적인 신뢰도 면에서는 VTMR이 훨씬 나았고, 특히 임계 근처에서 이것이 두드러졌다. TRIGA Mark-II의 $\beta$/Λ 는 임계에서 -3＄까지는 약 125/초, -4＄이하에서는 약 150/초로 측정되었다.

• 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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• 제11권1호
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• pp.21-27
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• 1979

TRIGA Mark II 원자로심에서 반응율을 측정하여 중성자 spectrum parameter인 상대적인 증성자 온도 T$^{n}$ 과 열외중성자 지수 (equation omitted)를 얻기 위해 해석하였다. 측정은 경수 환경하에 있는 central thimble과 F2위치에서 수행되었다. 상대적인 중성자 온도는 Lu과 Mn의 방사화율로 표시되며 열외중성자 지수는 Au와 Mn의 반응율에 의go서 측정된다. 이들 검출박의 상대적인 ${\gamma}$-에너지는 multichannel analyzer에 의해서 분석되었다. 실험 결과는 이론적인 계산치와 비교 평가되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제2권2호
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• pp.67-72
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• 1970

250kw로 운전중에 있는 TRIGA MARK-II의 중심공에서 threshold deector를 사용하여 고속중성자속과 스펙토륨을 측정하였다. 이 측정에는 다음과 같은 반응을 이용하였다. 즉 Ni$^{58}$ (n,p) Co$^{58}$ ； $Mg^{24}$ (n,p) $Na^{24}$ ； $Al^{27}$ (n, $\alpha$) $Na^{24}$ . 반응에서 측정된 실험결과로부터 반실험적인 방법에 의하여 CDC-3600계산기를 이용하여 고속중성자의 스펙토륨과 중성자속을 계산하였다. 중심공에서는 분열 스펙토륨의 가정이 1 내지 2Mev 이상에서만 타당하다는 것이 밟혀졌다. 이 스펙토륨을 이용하여 2.6Mev 이상의 고속중심자속은 1$\times$$10^{12}$ n/$\textrm{cm}^2$-sec 정도가 됨을 관측하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제3권4호
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• pp.185-197
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• 1971

1950년대의 미국 General Atomic사에서 열출력 100 kw로 설계, 제작하여 1962년 3월에 건조완료한 TRIGA Mark-II원자로는 1969년 7월에 250 kw로 출력 증강되었으나 방사선차폐는 보강되지 않았다. 본 논문에서의 계산에 의하면 출력 증강후 현재의 차폐물로도 중성자에 대하여는 확실히 안전하지만 Gamma선에 대해서는 위험하다는 것이 판명되었다. 원자로의 구조와 출입인 및 실험종사자들의 위치로 보아 차폐물의 안전도 검토는 수평방향에 한하였고, 또 정확을 기하기 위하여 중성자와 Gamma선의 투과문제를 나누어 검토하였다. 이를 근거로 하여 이론적인 측면에서 본 콘크리트의 보강을 요하는 두께도 산출하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권5호
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• pp.1273-1279
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• 2016

Production of iodine-131 by neutron activation of tellurium in tellurium dioxide ($TeO_2$) material requires a target that meets the safety requirements. In a radiopharmaceutical production unit, a new lid for a can was designed, which permits tight sealing of the target by using tungsten inert gaswelding. The leakage rate of all prepared targets was assessed using a helium mass spectrometer. The accepted leakage rate is ${\leq}10^{-4}mbr.L/s$, according to the approved safety report related to iodine-131 production in the TRIGA Mark II research reactor (TRIGA: Training, Research, Isotopes, General Atomics). To confirm the resistance of the new design to the irradiation conditions in the TRIGA Mark II research reactor's central thimble, a study of heat effect on the sealed targets for 7 hours in an oven was conducted and the leakage rates were evaluated. The results show that the tightness of the targets is ensured up to $600^{\circ}C$ with the appearance of deformations on lids beyond $450^{\circ}C$. The study of heat transfer through the target was conducted by adopting a one-dimensional approximation, under consideration of the three transfer modes-convection, conduction, and radiation. The quantities of heat generated by gamma and neutron heating were calculated by a validated computational model for the neutronic simulation of the TRIGA Mark II research reactor using the Monte Carlo N-Particle transport code. Using the heat transfer equations according to the three modes of heat transfer, the thermal study of I-131 production by irradiation of the target in the central thimble showed that the temperatures of materials do not exceed the corresponding melting points. To validate this new design, several targets have been irradiated in the central thimble according to a preplanned irradiation program, going from4 hours of irradiation at a power level of 0.5MWup to 35 hours (7 h/d for 5 days a week) at 1.5MW. The results showthat the irradiated targets are tight because no iodine-131 was released in the atmosphere of the reactor building and in the reactor cooling water of the primary circuit.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제5권4호
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• pp.334-338
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• 1973

$^{232}$ Th 핵분열 물질과 조합된 고체비적검출체를 사용하여 250kw로 정상운전되는 TRIGA Mark-II 원자로의 대차폐수조내에서 열중성자주(thermalizing column)의 중심으로부터 수평방향의 속 중성자 선속밀도 분포를 추정하였다. 속 중성자 스펙트럼이 $^{235}$ U가 열 중성자에 의하여 핵분열이 일어날매 방출되는 중성자 스펙트럼과 같다는 가정을 한 다음, 선속밀도는 고쳬비적검출체로 얻어진 실험 결과로부터 계산되었다. 이와 같은 방법으로 속 중성자 설속밀도 분포의 측정 결과는 도표로서 제시된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3732-3753
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• 2023

The Real-time Analysis for Particle-transport and In-situ Detection (RAPID) Code System, developed based on the Multi-stage Response-function Transport (MRT) methodology, enables real-time simulation of nuclear systems such as reactor cores, spent nuclear fuel pools and casks, and sub-critical facilities. This paper presents the application of a novel fission matrix-based burnup methodology to the well-characterized JSI TRIGA Mark II research reactor. This methodology allows for calculation of nuclear fuel depletion by combination and interpolation of RAPID's burnup dependent fission matrix (FM) coefficients to take into account core changes due to burnup. The methodology is compared to experimentally validated Serpent-2 Monte Carlo depletion calculations. The results show that the burnup methodology for RAPID (bRAPID) implemented into RAPID is capable of accurately calculating the k_eff burnup changes of the reactor core as the average discrepancies throughout the whole burnup interval are 37 pcm. Furthermore, capability of accurately describing 3D fission source distribution changes with burnup is demonstrated by having less than 1% relative discrepancies compared to Serpent-2. Good agreement is observed for axially and pin-wise dependent fuel burnup and nuclear fuel nuclide composition as a function of burnup. It is demonstrated that bRAPID accurately describes burnup in areas with high gradients of neutron flux (e.g. vicinity of control rods). Observed discrepancies for some isotopes are explained by analyzing the neutron spectrum. This paper presents a powerful depletion calculation tool that is capable of characterization of spent nuclear fuel on the fly while the reactor is in operation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제5권4호
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• pp.291-309
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• 1973

TRIGA Mark II와 III 원자로의 여러가지 가동조건에 있어서 노벽으로 부터의 누설 ${\gamma}$선에 의한 조사선양률을 3"$\times$3"원통형 NaI(T1) 섬광계수기와 400 channel파 고분석장치로 측정하였는데 측정된 spectrum으로부터 조사선양률을 산출하는데는 실제적면에서 복잡하기 짝이 없는 response matrix 방법대신 정도가 좋으면서도 비교적 그 과정이 단순한 Moriuchi의 specturm -조사선양률 환산 이론을 적용하였다. 연구결과에 따르면 노심에서 발생된 누설 ${\gamma}$선의 기본적인 spectrum 형태는 원자로의 열출력이나 차장벽에 의한 강도의 감쇠에 별로 영향을 받지 않고 있으며 원자로 누설${\gamma}$선에 의란 전조사선양률의 공기중에서의 감쇠는 폭 넓은 energy분포에도 불구하고 지수함수적 감쇠를 하고 있음이 판명되있다. 이 전조사선양률은 원자로의 열출력에 대체로 비례하고 있으나 TRIGA Mark III과 같은 가동형노심의 경우는 측정된 spectrum이 매우 다양한바, 그로부터 산출된 전조사선양률의 크기에는 관계없이, spectrum 분해방법을 적용하여 노심에서 발생된 누설 ${\gamma}$선과 원자로가동중 발생되는 여지 ${\gamma}$선의 기여를 판별 해석하는데 성공하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권2호
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• pp.523-531
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• 2022

In order to study the sensitivity and the uncertainty of the Moroccan research reactor TRIGA Mark II, a model of this reactor has been developed in our ERSN laboratory for use with the N-Particle MCNP Monte Carlo transport codes (version 6). In this article, the sensitivities of the effective multiplication factor of this reactor are evaluated using the ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VII.1 and JENDL-4.0 libraries and in 44 energy groups, for the cross sections of the fuel (U-235 and U-238) and the moderator (H-1 and O-16). However, the quantification of the uncertainty of the nuclear data is performed using the nuclear code NJOY99 for the generation and processing of covariance matrices. On the one hand, the highest uncertainty deviations, calculated using the ENDFB-VII.1 and JENDL4.0 evaluations, are 2275, 386 and 330 pcm respectively for the reactions U₂₃₅(n, f), $ U_{235}(n\bar{\nu})$ and H₁(n, γ). On the other hand, these differences are very small for the neutron reactions of O-16 and U-238. Regarding the neutron spectra, in CT-mid plane, they are very close for the three evaluations (ENDF/B-VII.0, ENDF/B-VII.1 and JENDL-4.0). These spectra present two peaks (thermal and fission) around the energies 0.05 eV and 1 MeV.