A time-energy transient characteristics of pulsed neutron transport problem with an inelastic kernel in the fast domain is solved exactly with a continuous energy transfer operator. A discrete time eigenvalue is found which is asymptotically dominant. The complete solution consists of three parts: a time-energy separable mode which is asymptotically dominant and a non-separable mode which is made up by two parts; a pure energy slowing-down transient and a mixture of time and energy transient which is negligible asymptotically.
Abou-Jaoude, Abdalla;Erickson, Anna;Stauff, Nicolas
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.16
no.3
/
pp.359-367
/
2018
Long-lived Small Modular Reactors are being promoted as an innovative way of catering to emerging markets and isolated regions. They can be operated continuously for decades without requiring additional fuel. A novel configuration of long-lived reactor core employs a mixed neutron spectrum, providing an improvement in nonproliferation metrics and in safety characteristics. Starting with a base sodium reactor design, moderating material is inserted in outer core assemblies to modify the fast spectrum. The assemblies are shuffled once during core lifetime to ensure that every fuel rod is exposed to the thermalized spectrum. The Mixed Spectrum Reactor is able to maintain a core lifetime over two decades while ensuring the plutonium it breeds is below the weapon-grade limit at the fuel discharge. The main drawbacks of the design are higher front-end fuel cycle costs and a 58% increase in core volume, although it is alleviated to some extent by a 48% higher power output.
CZT detectors, which are compound semiconductors that have been widely used recently for gamma-ray detection purposes, are difficult to detect neutrons because direct interaction with them does not occur unlike gamma-rays. In this paper, a method of detecting and determining energy levels (fast neutrons and thermal neutrons) of neutrons, in addition of identifying energy and nuclide of gamma-rays, and evaluating gamma dose rates using a CZT semiconductor detector is described. Neutrons may be detected by a secondary photoelectric effect or compton scattering process with a characteristic gamma-ray of 558.6 keV generated by a capture reaction (113Cd + 1n → 114Cd + 𝛾) with cadmium (Cd) in the CZT detector. However, in the case of fast neutrons, the probability of capture reaction with cadmium (Cd) is very low, so it must be moderated to thermal neutrons using a moderator and the material and thickness of moderator should be determined in consideration of the portability and detection efficiency of the equipment. Conversely, in the case of thermal neutrons, the detection efficiency decreases due to shielding effect of moderator itself, so additional CZT detector that do not contain moderator must be configured. The CZT detector that does not contain moderator can be used to evaluate energy, nuclide, and gamma dose-rate for gamma-rays. The technology proposed in this paper provides a method for detecting both neutrons and gamma-rays using a CZT detector.
Gerardin, Delphine;Uggenti, Anna Chiara;Beils, Stephane;Carpignano, Andrea;Dulla, Sandra;Merle, Elsa;Heuer, Daniel;Laureau, Axel;Allibert, Michel
Nuclear Engineering and Technology
/
v.51
no.4
/
pp.1024-1031
/
2019
The Molten Salt Fast Reactor (MSFR) with its liquid circulating fuel and its fast neutron spectrum calls for a new safety approach including technological neutral methodologies and analysis tools adapted to early design phases. In the frame of the Horizon2020 program SAMOFAR (Safety Assessment of the Molten Salt Fast Reactor) a safety approach suitable for Molten Salt Reactors is being developed and applied to the MSFR. After a description of the MSFR reference design, this paper focuses on the identification of the Postulated Initiating Events (PIEs), which is a core part of the global assessment methodology. To fulfil this task, the Functional Failure Mode and Effect Analysis (FFMEA) and the Master Logic Diagram (MLD) are selected and employed separately in order to be as exhaustive as possible in the identification of the initiating events of the system. Finally, an extract of the list of PIEs, selected as the most representative events resulting from the implementation of both methods, is presented to illustrate the methodology and some of the outcomes of the methods are compared in order to highlight symbioses and differences between the MLD and the FFMEA.
Kui Hu;Xubo Ma;Teng Zhang;Xuan Ma;Zifeng Huang;Yixue Chen
Nuclear Engineering and Technology
/
v.55
no.8
/
pp.2785-2796
/
2023
How to generate the precise broad group cross section is important for the fast reactor design. In this study, a fast reactor multi-group cross-section generation code MGGC2.0 are developed in-house for processing ultrafine group MATXS format library. Validation and verification are performed for MGGC2.0 code by applying the benchmarks of ICSBEP handbook, and the results of MGGC2.0 agree well with that of MCNP. The consistent PN method with critical buckling search is in good agreement that condensed with TWODANT flux and flux moment for the inner core and outer core region. For the radial blanket and reflector, two region approximation method has been applied in MGGC2.0 by using collision Probability Method neutron flux solver. The RBEC-M benchmark was used to verify the power distribution calculation, and the relative error of power distribution comparison with the reference are less than 0.8% in the fuel region and the maximum relative error is 5.58% in the reflector region. Therefore, the precise broad cross section can be generated by MGGC2.0 for fast reactor.
G. Beausoleil;L. Capriotti;B. Curnutt;R. Fielding;S. Hayes;D. Wachs
Nuclear Engineering and Technology
/
v.54
no.11
/
pp.4084-4094
/
2022
The Advanced Fuels Campaign Fission Accelerated Steady-state Test (FAST) at Idaho National Laboratory (INL) completed its first irradiation cycle within the Advanced Test Reactor (ATR). The test focused on the irradiation of alloy fuel forms for use in sodium fast reactors. The first cycle of FAST testing was completed and four rodlets were removed for the initial post irradiation examination (PIE). The rodlet design and irradiation conditions were evaluated using Monte Carlo N-Particle (MCNP) for as-run power history and COMSOL for temperature analysis. These rodlets include a set of low burnups (~2.5 % fissions per initial metal atoms [%FIMA]), control rodlets, and a helium-bonded annular rodlet (4.7 %FIMA). Nondestructive PIE has been completed and includes visual inspection, neutron radiography and gamma scanning of the FAST capsules and rodlets. Radiography confirmed the integrity of the experiments, revealed that the annulus in the annular fuel was filled at a modest burnup (4.7 %FIMA), and indicated potential slumping of the cooler rodlets at lower burnup. Precision gamma scanning indicated mostly usual fission product behavior, except for cesium in the He-bonded annular fuel. Future destructive PIE will be necessary to fully interpret the effects of accelerated irradiation on U-Zr metallic fuel behavior.
Nariratri Nur Aufanni;Eunhyug Lee;Taesuk Oh;Yonghee Kim
Nuclear Engineering and Technology
/
v.56
no.3
/
pp.900-906
/
2024
The Passively-Cooled Molten Salt Fast Reactor (PMFR) is one of the advanced design concepts of the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) which utilizes a natural circulation for the primary loop and aims to attain a long-life operation without any means of fuel reprocessing. For an extended operation period, it is necessary to have enough fissile material, i.e., high excess reactivity, at the onset of operation. Since the PMFR is based on a fast neutron spectrum, direct implementation of a burnable absorber concept for the control of excess reactivity would be ineffective. Therefore, a localized moderator concept that encircles the active core has been envisioned for the PMFR which enables the effective utilization of a burnable absorber to achieve low reactivity swing and long-life operation. The modified PMFR design that incorporates a moderator and burnable absorber is presented, where depletion calculation is performed to estimate the reactor lifetime and reactivity swing to assess the feasibility of the proposed design. All the presented neutronic analysis has been conducted based on the Monte Carlo Serpent2 code with ENDF/B-VII.1 library.
Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
/
2011.10a
/
pp.7-7
/
2011
Quantum beam technology has been expected to develop breakthroughs for nanotechnology during the third basic plan of science and technology (2006~2010). Recently, Green- or Life Innovations has taken over the national interests in the fourth basic science and technology plan (2011~2015). The NIMS (National Institute for Materials Science) has been conducting the corresponding mid-term research plans, as well as other national projects, such as nano-Green project (Global Research for Environment and Energy based on Nanomaterials science). In this lecture, the research trends in Japan and NIMS are firstly reviewed, and the typical achievements are highlighted over key nanotechnology fields. As one of the key nanotechnologies, the quantum beam research in NIMS focused on synchrotron radiation, neutron beams and ion/atom beams, having complementary attributes. The facilities used are SPring-8, nuclear reactor JRR-3, pulsed neutron source J-PARC and ion-laser-combined beams as well as excited atomic beams. Materials studied are typically fuel cell materials, superconducting/magnetic/multi-ferroic materials, quasicrystals, thermoelectric materials, precipitation-hardened steels, nanoparticle-dispersed materials. Here, we introduce a few topics of neutron scattering and ion beam nanofabrication. For neutron powder diffraction, the NIMS has developed multi-purpose pattern fitting software, post RIETAN2000. An ionic conductor, doped Pr2NiO4, which is a candidate for fuel-cell material, was analyzed by neutron powder diffraction with the software developed. The nuclear-density distribution derived revealed the two-dimensional network of the diffusion paths of oxygen ions at high temperatures. Using the high sensitivity of neutron beams for light elements, hydrogen states in a precipitation-strengthened steel were successfully evaluated. The small-angle neutron scattering (SANS) demonstrated the sensitive detection of hydrogen atoms trapped at the interfaces of nano-sized NbC. This result provides evidence for hydrogen embrittlement due to trapped hydrogen at precipitates. The ion beam technology can give novel functionality on a nano-scale and is targeting applications in plasmonics, ultra-fast optical communications, high-density recording and bio-patterning. The technologies developed are an ion-and-laser combined irradiation method for spatial control of nanoparticles, and a nano-masked ion irradiation method for patterning. Furthermore, we succeeded in implanting a wide-area nanopattern using nano-masks of anodic porous alumina. The patterning of ion implantation will be further applied for controlling protein adhesivity of biopolymers. It has thus been demonstrated that the quantum beam-based nanotechnology will lead the innovations both for nano-characterization and nano-fabrication.
The evaluation of neutron flux distribution was performed for the ex-core detector design of SMART-P. DORT and MCNP code were used for the calculation of energy-dependent neutron flux distribution at 100% full power condition. Two code results show that maximum thermal flux appears at the $1^{st}$ water region in IST region and agree within 10% difference. In addition, another evaluation was performed code with assumptions that cote was composed of fission source and control rod without fuel assemblies. These assumptions make neutron count rate to be minimized. As a results, maximum thermal flux showed $6.99{\times}10^{-2}(n/cm^2-sec)$, when the strength of initial fission source was assumed as $1.0{\times}10^8(n/sec)$. The main reason of these results is due to the thermalization of fast neutrons in the water region and thermal flux is proportional to 80% of total neutron flux. Therefore, optimization of filler material of detector guide tube, position of installation and axial length of detector segments is necessary for the design of ex-core detector to enhance the neutron count rate and above results could be used in ex-core detector design as a fluence requirement.
Srilakshmi Prabhu;Dhanya Y. Bharadwaj;S.G. Bubbly;S.B. Gudennavar
Nuclear Engineering and Technology
/
v.55
no.3
/
pp.1061-1070
/
2023
Over the last few years, lead-free inorganic metal perovskites have gained impressive ground in empowering satellites in space exploration owing to their material stability and performance evolution under extreme space environments. The present work has examined the versatility of eight such perovskites as space radiation shielding materials by computing their photon, charged particles and neutron interaction parameters. Photon interaction parameters were calculated for a wide energy range using PAGEX software. The ranges of heavy charged particles (H, He, C, N, O, Ne, Mg, Si and Fe ions) in these perovskites were estimated using SRIM software in the energy range 1 keV-10 GeV, and that of electrons was computed using ESTAR NIST software in the energy range 0.01 MeV-1 GeV. Further, the macroscopic fast neutron removal cross-sections were also calculated to estimate the neutron shielding efficiencies. The examined shielding parameters of the perovskites varied depending on the radiation type and energy. Among the selected perovskites, Cs2TiI6 and Ba2AgIO6 displayed superior photon attenuation properties. A 3.5 cm thick Ba2AgIO6-based shield could reduce the incident radiation intensity to half its initial value, a thickness even lesser than that of Pb-glass. Besides, CsSnBr3 and La0.8Ca0.2Ni0.5Ti0.5O3 displayed the highest and lowest range values, respectively, for all heavy charged particles. Ba2AgIO6 showed electron stopping power (on par with Kovar) better than that of other examined materials. Interestingly, La0.8Ca0.2Ni0.5Ti0.5O3 demonstrated neutron removal cross-section values greater than that of standard neutron shielding materials - aluminium and polyethylene. On the whole, the present study not only demonstrates the employment prospects of eco-friendly perovskites for shielding space radiations but also suggests future prospects for research in this direction.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.