• 한국초전도저온공학회:학술대회논문집
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• 한국초전도저온공학회 1999년도 제1회 학술대회논문집(KIASC 1st conference 99)
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• pp.177-181
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• 1999

Cold Neutron Source(CNS) facility comprises moderator circulation system, helium cooling system, neutron guide and auxiliary sistems. To increase the amount of cold neutron, the thermal neutron should pass cold moderator at cryogenic temperature. As cold moderator in Hanaro, the liquid hydrogen or liquid deuterium will be used and the temperature in operation will be used and the temperature in operation will be maintained to be $250^{\circ}C$ below zero. To maintain the moderator at this cryogenic temperature. He refrigerator is used to cool it down in thermosiphon having natural circulation. As a part of the conceptual design of Hanaro CNS, study on the characteristics of moderators, design of moderator chanmber and cooling method were done through the collaboration of Korea Atomic Energy Research Institute and Petersburg Nuclear Physics Institute. During the collaboration, a program for the design of moderator cooling system design concept through the parametric study using this program. In the parametric study, the effect of the moderator type on the design parameters was investigated. Also, the requirements on the performance test for the cooling system, which will be made before the basic design, were investigated.

• 한국진공학회지
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• 제16권1호
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• pp.7-14
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• 2007

수평형 중성자 반사율 측정 장치는, 나노 박막의 두께와 구성성분, 표면의 거칠기 등 그 구조와 더불어 나노 박막의 동역학적인 거동을 연구하는데 긴요한 측정 장치이다. 특히, 수평형이기 때문에 액체시료의 자유표면을 유지하며 표면을 분석하는 것이 가능하다. 30 MW의 하나로의 열중성자원에 적합하도록 최적화하기 위하여, 몬테카를로 수치해석 방법을 적용한 McStas를 사용하여 장치의 각 부분에서의 중성자의 빔을 추적 계산하였고 그 결과의 해석과 그에 따른 설계변수결정을 기술하였다. 최적화 상태에서 단색파장이 ${\lambda}=2.5{\AA}$ 이고 $q<0.126{\AA}^{-1}$ 그리고 시료위치에서 $10^4n/cm^2/s$ 이상의 중성자빔의 세기를 얻었다. 본 장치가 설치 완료되면 국내에서 나노박막의 구조를 연구하는데 크게 기여할 것이다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제9권1호
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• pp.20-24
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• 2013

Reactor Vessel Internals(RVIs), which are installed within the reactor pressure vessel and support the fuel assembly, take responsibility for safety of reactor core. In operating Nuclear Power Plants(NPPs), the RVIs have been exposed to severe conditions such as neutron irradiation, high temperature, high pressure, and high velocity of coolant flow and have degraded by materials aging with long-term operation. Therefore, the effective aging management plan and the appropriate regulatory requirements are necessary to maintain the integrity of RVIs. The purpose of this paper is to provide a review guide for Periodic Safety Review(PSR) of RVIs in presurized water reactor. The review guide is developed based on the revised review guides and reports established from IAEA and USNRC, and the analysis results of design characteristics, aging mechanisms, and operating experiences of RVIs in domestic and international NPPs. Consequently, the developed review guide for PSR of RVIs is expected to contribute an overall strategy and standard for the PSR of RVIs.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제30권2호
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• pp.55-60
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• 2005

SMART 연구로의 노외계측기 설계를 위하여 고온 전출력 조건과 중성자 계수율이 최소가 되는 조건에 대해서 중성자속 분포 평가를 수행하였다. 고온 전출력 조건에서 IST 영역의 에너지 구간별 중성자속 분포 계산은 DORT와 MCNP코드를 이용하였으며, 계산 결과 IST 내의 첫 번째 물 영역에서 최대의 열중성자속을 보였고 두 코드 결과는 대략 10% 이내에서 일치하는 것으로 나타났다. 그리고 중성자 계수율이 최소가 되는 조건에서 노외계측기 설치 영역에서의 중성자속을 계산한 결과, 선원의 세기가 $1.0{\times}10^8(n/sec)$이라고 가정한 경우 최대 열중성자속의 크기는 $6.99{\times}10^{-2}(n/cm^2-sec)$로 전체 중성자속의 80% 이상을 차지하는 것으로 나타났는데 이는 IST 철 구조물을 통과한 속중성자가 감속능이 큰 물 영역에서 에너지를 잃고 열중성자로 변하였기 때문이다. 그러므로 노외계측기 설계시 계측기를 둘러싸는 계측기 안내관 충전물질, 설치위치 그리고 각 계측기 Segment들의 길이 등을 최적화하여 중성자 계수율을 증가시키는 방안을 모색할 필요가 있겠으며, 이러한 중성자속 평가 결과는 노외계측기가 IST 영역에 설치될 경우 노외계측기 선속 요건으로 이용될 수 있다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2005년도 학술대회 논문집 정보 및 제어부문
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• pp.225-227
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• 2005

The in-core neutron Flux Mapping System in a pressurized water reactor yields information on the neutron flux distribution in the reactor core at selected core locations by means of movable detectors. The obtained data are used to verify the reactor core design parameters. The detector cables run through guide tubes(thimbles), and typically thirty-six to fifty-eight thimbles are allocated in the reactor depending on the number of fuel assemblies. These thimbles are inserted into nuclear fuel assemblies through conduits connected from the bottom of the reactor vessel to a seal table. During the plant refueling outage period, the thimbles are withdrawn up to 4m from the seal table, the height of a nuclear fuel. In spite of their importance, however, the thimble handling work has been performed by only human operators. In addition, its efficiency is very low due to narrow working environments on the seal table, thereby resulting in the excessive radiation exposure of maintenance personnel. To solve these problems, a new thimble handling equipment for in-core flux mapping system was developed, and we confirmed its effectiveness through experiments.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권2호
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• pp.546-555
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• 2019

Since the first nuclear reactor first critical, nuclear systems has gone through four generations of history, and the fourth generation nuclear system will be truly realized in the near future. The notions of SVBR and lead-bismuth eutectic alloy coolant put forward by Russia were well received by the international nuclear science community. Lead-bismuth eutectic alloy with the ability of the better neutron economy, the low melting point, the high boiling point, the chemical inertness to water and air and other features, which was considered the most promising coolant for the 4th generation nuclear reactors. This study mainly focuses on the structural design optimization of the 4th-generation reactor coolant pump, including analysis of external characteristics, inner flow, and transient characteristic. It was found that: the reactor coolant pump with a central symmetrical dual-outlet volute structure has better radial-direction balance, the pump without guide vane has better hydraulic performance, and the pump with guide vanes has worse torsional vibration and pressure pulsation. This study serves as experience accumulation and technical support for the development of the 4th generation nuclear energy system.

• 분석과학
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• 제16권5호
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• pp.391-398
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• 2003

하나로의 즉발감마선 방사화분석 장치를 이용하여 생물시료중의 붕소의 정량을 위한 기초연구를 수행하였다. 측정조건에 대한 특성조사를 위해 시료에 대한 중성자 조사 위치에서 중성자속 및 균질도를 측정하였다. 시료위치에서 열중성자 빔의 크기가 $2{\times}2cm^2$ 되도록 집속하였으며, 측정된 선속은 $1.0{\sim}6.5{\times}10^7n{\cdot}cm^{-2}{\cdot}s^{-1}$ 범위를 나타냈으며, 중심부로부터 반경 4.5 mm 이내 및 9 mm 이내에서 각각 $5.77{\pm}0.71{\times}10^7n{\cdot}cm^{-2}{\cdot}s^{-1}$, $4.68{\pm}1.64{\times}10^7n{\cdot}cm^{-2}{\cdot}s^{-1}$이었다. 따라서 양질의 균일한 조사를 위해서 시료의 크기를 10 mm 이내로 조정하였다. 검출 시스템은 컴프턴 산란에 의한 백그라운드 요인을 억제하고 분석감도를 높이기 위해 설계되었으며, 감마선 계측 시스템의 에너지 교정과 컴프턴 억제율을 조사하기 위해 NaCl 표준체를 이용하여 단일 및 컴프턴 모드로 백그라운드를 측정하였다. 또한 정확한 붕소의 측정을 위해 시료의 매질효과로서 발생하는 분광학적 Na의 472 keV 피이크에 대한 간섭효과를 결정하였으며, 세 가지 인증표준물질 (NIST SRM 1570a, 1547, 1573a)을 이용한 붕소농도 측정시험을 두 가지 모드로 실시한 후 결과를 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권3호
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• pp.385-392
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• 2013

Zirconium and zirconium alloys are widely used as nuclear reactor core materials such as fuel cladding and guide tubes because they have excellent corrosion- and radiation-resistant properties. In the reactor core, zirconium alloys are subjected to high-energy neutron fluence, causing radiation-induced dislocation and growth. To discern a possible correlation between radiation-induced dislocation and growth, characteristics of dislocation and growth in zirconium and its alloys are examined. The radiation-induced dislocation including and dislocation loops is reviewed in various temperature and fluence ranges, and their growth behavior is examined in the same way. To further a fundamental understanding, radiation-induced growth prediction models are briefly reviewed. This research will assist in the design of zirconium based components as well as the safety analysis of various reactor conditions, in both research and commercial reactors.

• 조명전기설비학회논문지
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• 제14권4호
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• pp.1-7
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• 2000

본 논문에서 원전의 핵연료 다발의 중섬자속을 측정할 수 있는 노내중성지속 감시계통의 구동모터를 제어하기 위한 스위치의 오동작 원인 분석 및 이 문제를 해결하기 위한 방안을 제시하고자 한다. 노내중성자속 감시계동은 검출기 안내관을 통해 검출기가 노심으로 삽입되거나 인출될 경우 접점선호를 발생하는 기계식 스위치레버를 장착하고 있다. 그러나 기계적인 열화나 환경적인 요인에 의해 기계식 스위치레버의 특성이 점점 변화되어 마침내 잘못된 접점신호를 발생하게 된다. 그러므로 아들 문제 해결을 위해 기계식 스위지 대선 전자식 스위치를 검출기 안내관 밖에 배치하였고, 공진효과를 이용하여 점점신호를 발생하는 회로개선과 소음 및 전기적 방해를 방지하기 위한 콘데서를 전자회로 전원 입력측에 설치하였다. 이러한 개선을 완료한 후, 여러 조건하에서 이 향상된 스위치 제어회로를 반복적으로 시험하였는데, 결국 이를 통해 원하는 접점신호를 얻게되었을 뿐 아니라 발전소 정상운전 중에 관련시스템의 주기시험을 통해서도 검출기 접점 오동작 신호가 발생되지 않음울 확인할 수 있게 되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권9호
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• pp.3359-3366
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• 2023

In this study, a spiking cortical model (SCM) based n-g discrimination method is proposed. The SCM-based algorithm is compared with three other methods, namely: (i) the pulse-coupled neural network (PCNN), (ii) the charge comparison, and (iii) the zero-crossing. The objective evaluation criteria used for the comparison are the FoM-value and the time consumption of discrimination. Experimental results demonstrated that our proposed method outperforms the other methods significantly with the highest FoM-value. Specifically, the proposed method exhibits a 34.81% improvement compared with the PCNN, a 50.29% improvement compared with the charge comparison, and a 110.02% improvement compared with the zero-crossing. Additionally, the proposed method features the second-fastest discrimination time, where it is 75.67% faster than the PCNN, 70.65% faster than the charge comparison and 38.4% slower than the zero-crossing. Our study also discusses the role and change pattern of each parameter of the SCM to guide the selection process. It concludes that the SCM's outstanding ability to recognize the dynamic information in the pulse signal, improved accuracy when compared to the PCNN, and better computational complexity enables the SCM to exhibit excellent n-γ discrimination performance while consuming less time.