• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권2호
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• pp.337-344
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• 2019

The TRIGA fuel of the Philippine Research Reactor-1 (PRR-1) will be used in a subcritical reactor assembly (SRA) to strengthen and advance nuclear science and engineering expertise in the Philippines. SRA offers a versatile and safe training and research facility since it can produce neutrons through nuclear fission reaction without achieving criticality. In this work, we used a geometrically detailed model of the PRR-1 TRIGA fuel to design a subcritical reactor assembly and calculate physical parameters of different fuel configurations. Based on extensive neutron transport simulations an SRA configuration is proposed, comprising 44 TRIGA fuel rods arranged in a $7{\times}7$ square lattice. This configuration is found to have a maximum $k_{eff}$ value of $0.95001{\pm}0.00009$ at 4 cm pitch. The SRA is characterized by calculating the 3-dimensional neutron flux distribution and neutron spectrum. The effective delayed neutron fraction and mean neutron generation time of the system are calculated to be $748pcm{\pm}7pcm$ and $41{\mu}s$, respectively. Results obtained from this work will be the basis of the core design for the subcritical reactor facility that will be established in the Philippines.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제10권2호
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• pp.87-92
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• 1978

TRIGA형 원자로를 해석하기 위한 다군 군정수 계산 조직을 따련하고 확산코드 CITATION에 의한 2차원 계산을 통해 TRIGA-Mark III 원자로의 초기임계치, 온도계수, 중성자속 및 출력분포 등을 계산하였다. 일부 계산결과를 임계실험 및 설계치와 비교 검토하였다. 마련된 계산체계가 만족한 결과를 얻을 수 있음이 입증되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권1호
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• pp.165-169
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• 2018

An assessment for determining N-16 activity concentrations during the operation condition of Bangladesh Atomic Energy Commission TRIGA Research Reactor was performed employing several governing equations. The radionuclide N-16 is a high energy (6.13 MeV) gamma emitter which is predominately created by the fast neutron interaction with O-16 present in the reactor core water. During reactor operation at different power level, the concentration of N-16 at the reactor bay region may increase causing radiation risk to the reactor operating personnel or the general public. Concerning the safety of the research reactor, the present study deals with the estimation of N-16 activity concentrations in the regions of reactor core, reactor tank, and reactor bay at different reactor power levels under natural convection cooling mode. The estimated N-16 activity concentration values with 500 kW reactor power at the reactor core region was $7.40{\times}10^5Bq/cm^3$ and at the bay region was $3.39{\times}10^5Bq/cm^3$. At 3 MW reactor power with active forced convection cooling mode, the N-16 activity concentration in the decay tank exit water was also determined, and the value was $4.14{\times}10^{-1}Bq/cm^3$.

• 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.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.720-724
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• 2003

국내의 가동중지 된 TRIGA 연구로의 해체 시 발생하는 다양한 덕트 폐기물의 자체처분을 위한 제염 공정을 개발할 목적으로 TRIGA 연구로에서 직접 인출한 덕트 시편을 대상으로 오염물의 성상을 조사하였고, 이를 통해 적절한 제염공정을 선정하였다 페인트 도막이 입혀진 덕트 내부계통 표면은 주로 Co-60과 Cs-137로 오염이 되어 있었으며, 이들 핵종은 페인트 층 내부뿐만 아니라 덕트 재료인 함석 표면의 아연 도금막까지 침투되어 있음을 알 수 있었다. 이들 표면 오염을 제거하기 위한 공정으로 NaOH와 황산을 교대로 사용하는 두 단계의 화학제염을 제시하였으며, 이들 제염제를 사용하는 제염공정의 적용을 통해 덕트 폐기물을 효과적으로 제염할 수 있었다.

• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.276.1-276
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• 1999

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제11권4호
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• pp.287-293
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• 1979

TRIGA Mark-III 원자로에서 사용하는 표준형 및 FLIP형 핵연로의 혼합장전 방법을 해석하였다. 검토된 핵연로 장전방법중 B링에 표준형 그리고 그외의 링에는 FLIP형 핵연료를 장전하는 방법이 핵연료의 온도, 냉각재의 자연대류 및 central thimble에서의 효율적인 열중성자 이용면에서 가장 바람직함을 입증하였다. 또한 핵연료 장전방법에 따른 beamport에서의 열중성자 이용에 관해서도 평가하였다.

• 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.