• 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.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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• 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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• 제11권1호
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• pp.29-45
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• 1979

이 논문에서는 6개의 다른 연료봉 모형을 기준으로 하여 TRIGA Mark-III 연구용 원자로의 핵특성이 자세히 분석되고 있다. 현재 핵연료로 사용하고 있는 FLIP fuel은 연료의 수명을 증진시키기 위해 개발되었던 모형이나, 70%의 고농축이기 때문에 비확산금지조약에 위배되어 수입이 곤란한 실정이다. 따라서 본 논문에서는 FLIP 연료 모형에 대치할 수 있는 다른 연료봉온 찾고 그들의 핵특성을 비교함으로써 앞으로 연료수입계륵을 설립하고자 한다.

• 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.

• 대한화학회지
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• 제9권2호
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• pp.96-100
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• 1965

우리나라 硏究用 原子爐 TRIGA Mark Ⅱ에 依한 無擔體의 Fe-59를 製造할 目的으로 分離法과 放射化學的 純度 및 核反應斷面積을 檢討하였다. 分離된 Fe-59를 ${\gamma}$-ray spectrometry와 半減期測定에 依하여 純度를 定한 結果 99.9%以上이었다.

• 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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• 제13권4호
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• pp.264-276
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• 1981

TRIGA Mark-III 원자로의 핵특성을 실제운전상태와 유사하게 모사할 수 있는 해석절차를 개발하였다. 계산에 사용한 전산코드는 다군중성자확산 연소계산코드인 CITATION이고 채택한 중성자에너지군의 수는 TRIGA형 원자로에서 일반적으로 사용하는 7군(고속영역 3, 열영역 4)이다. 직접적인 3차원 계산이 현실적으로 불가능하므로 평면 2차원계산과 원통형 2차원 계산으로 3차원 효과를 기하였다. 연구로와 같이 노심이 작은 원자로에 대하여는 중성자평형에서 buckling에 의한 효과가 매우 크기 때문에 이를 정확하게 나타내는 방법의 개발에 중점을 두었다. 본 연구에서는 에너지군 또는 영역에 무관한 buckling을 중성자 수송이론으로 산출하는 전형적인 방법을 사용하지 않고 중성자 확산이론으로서 에너지군별, 영역별 buckling을 산출하였으며, 이를 이용하여 수행한 노심계산의 결과는 만족스러웠다. 계산시 노심은 원자로수조의 중앙부에 있는 것으로 하고 제어봉은 완전히 인출되었으며 동위원생산용 조사시료는 없는 것으로 가정하였다. 계산결과로서 연소에 따른 초과반응도가의 변화, 운전이력에 따른 Xe-135 독작용의 변화, 회전조사시료대의 반응도가를 산출하고 이를 실제 운전자료와 비교하였다. 또한 중성자속 및 출력분포, 노심 각 조사시설에서의 중성자 스펙트럼등에 대한 계산결과도 제시하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권2호
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• pp.109-120
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• 1999

TRIGA Mark-II, III 연구로를 폐로함에 따라, 원자로를 비롯한 관련 시설로부터 작업자의 방사선피폭을 최소화하고 환경으로의 방사성물질 누출을 사전에 방지하며, 안전한 해체방법을 모색하여 해체공사시의 기술기준을 수립하기 위하여 해체대상 시설내에 잔존하고 있는 방사성물질의 방사선/능 준위를 측정 및 분석 평가하였다. 측정대상은 시설내의 바닥 및 벽면과 잔존 실험시설물의 표면, 수조내 방사화 물질의 표면, 시설내 잔존하고 있는 냉각수 등이다. 이들 측정대상에 대한 방사선량율과 표면오염도, 핵종 등을 측정, 분석 및 평가하였다. 또한 전산코드 Fispin 을 사용하여 원자로 수조내의 주요 방사화 물질에 대한 방사능양과 핵종을 평가하였다. 본 평가 결과는 해체계획서 작성시 기본자료로서 유용하게 사용되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.655-659
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• 2003

1972년 TRIGA Mark - III(KRR-2) 연구용 원자로가 건설 운영되어 왔다. 대전 하나로의 가동으로 1999년 방사성 동위원소 생산을 중단한 후 모든 시설은 안전 저장 형태로 유지되어 왔으나, 해체 프로그램에 따라 2003년 로심 집합체를 제염$\cdot$해체하게 되었다. 로심 집합체와 회전시료 조사대의 표면 방사능 선량은 300mSv/h - 700mSv/h으로 측정되었다. 이 보고서는 로심 집합체의 제염$\cdot$해체, 방사선 안전관리, 그리고 폐기물 관리 등의 과정을 서술하였다.