• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권2호
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• pp.452-459
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• 2023

The core power control is an important issue for the study of dynamic characteristics in China initiative accelerator driven subcritical system (CiADS), which has direct impact on the control strategy and safety analysis process. The CiADS is an experimental facility that is only controlled by the proton beam intensity without considering the control rods in the current engineering design stage. In order to get the optimized operation scheme with the stable and reliable features, the variation of beam intensity using the continuous and periodic control approaches has been adopted, and the change of collimator and the adjusting of duty ratio have been proposed in the power control process. Considering the neutronics and the thermal-hydraulics characteristics in CiADS, the physical model for the core power control has been established by means of the point reactor kinetics method and the lumped parameter method. Moreover, the multi-inputs single-output (MISO) logical structure for the power control process has been constructed using proportional integral derivative (PID) controller, and the meta-heuristic algorithm has been employed to obtain the global optimized parameters for the stable running mode without producing large perturbations. Finally, the verification and validation of the control method have been tested based on the reference scenarios in considering the disturbances of spallation neutron source and inlet temperature respectively, where all the numerical results reveal that the optimization method has satisfactory performance in the CiADS core power control scenarios.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2613-2620
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• 2023

Excellent thermal neutron absorption performance of boron expands the potential use of boron rich slag to prepare epoxy resin matrix nuclear shielding composites. However, shielding attenuation behaviors and mechanism of the composites against gamma rays are unclear. Based on the radiation protection theory, Phy-X/PSD, XCOM, and ⁶⁰Co gamma ray source were integrated to obtain the shielding parameters of boron rich slag/epoxy resin composites at 0.015-15 MeV, which include mass attenuation coefficient (µ_t), linear attenuation coefficient (µ), half value thickness layer (HVL), electron density (N_eff), effective atomic number (Z_eff), exposure buildup factor (EBF) and exposure absorption buildup factor (EABF).µ_t, µ, HVL, N_eff, Z_eff, EBF and EABF are 0.02-7 cm²/g, 0.04-17 cm^-1, 0.045-20 cm, 5-14, 3 × 10²³-8 × 10²³ electron/g, 0-2000, and 0-3500. Shielding performance is BS4, BS3, BS3, BS1 in descending order, but worse than ordinary concrete. µ and HVL of BS1-BS4 for ⁶⁰Co gamma ray is 0.095-0.110 cm^-1 and 6.3-7.2 cm. Shielding mechanism is main interactions for attenuation gamma ray by BS1-BS4 are elements with higher content or higher atomic number via Photoelectric Absorption at low energy range, and elements with higher content via Compton Scattering and Pair Production in Nuclear Field at middle and higher energy range.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권7호
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• pp.2756-2766
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• 2024

Small rod-controlled pressurized water reactors (PWR) are the ideal energy source for vessel propulsion, benefiting from their high reactivity control efficiency. Since the control rods (CRs) increase the complexity of reactivity control, this paper seeks to study the performance of CRs in small rod-controlled PWRs to extend the lifetime and reduce power offset due to CRs. This study investigates CR grouping, move-in/out strategies, and axially non-uniform design effects on core neutron physics metrics. These metrics include axial offset (AO), core lifetime (CL), fuel utilization (FU), and radial power peaking factor (R-PPF). To simulate the movement of the CRs, a "Critical-CR-burnup" function was developed in OpenMC. In CR designs, the CRs are grouped into three banks to study the simultaneous and prioritized move-in/out strategies. The results show CL extension from 590 effective full power days (EFPDs) to 638-698 EFPDs. A lower-worth prioritized strategy minimizes AO and the extremum values decrease from -0.69 and + 0.81 to -0.28 and + 0.51. Although an axially non-uniform CR design can improve AO at the beginning of cycle (BOC), considering the overall CR worth change is crucial, as a significant decrease can adversely impact axial power distribution during the middle of cycle (MOC).

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권11호
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• pp.4274-4281
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• 2023

Blanket is of vital importance for engineering application of the fusion reactor. Nuclear heat deposition in materials is the main heat source in blanket structure. In this paper, the three-dimensional method for thermal-hydraulics/neutronics coupling analysis is developed and applied for the full-scale module of the helium-cooled ceramic breeder tritium breeding blanket (HCCB TBB) designed for China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR). The explicit coupling scheme is used to support data transfer for coupling analysis based on cell-to-cell mapping method. The coupling algorithm is realized by the user-defined function compiled in Fluent. The three-dimensional model is established, and then the coupling analysis is performed using the paralleled Coupling Analysis of Thermal-hydraulics and Neutronics Interface Code (CATNIC). The results reveal the relatively small influence of the coupling analysis compared to the traditional method using the radial fitting function of internal heat source. However, the coupling analysis method is quite important considering the nonuniform distribution of the neutron wall loading (NWL) along the poloidal direction. Finally, the structure optimization of the blanket is carried out using the coupling method to satisfy the thermal requirement of all materials. The nonlinear effect between thermal-hydraulics and neutronics is found during the blanket structure optimization, and the tritium production performance is slightly reduced after optimization. Such an adverse effect should be thoroughly evaluated in the future work.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권4호
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• pp.347-353
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• 2010

사용후핵연료를 파이로 건식처리하면 사용후핵연료 자체 내에 존재하는 세슘, 스트론튬, 초우라늄 계열 등이 중간저장 되어 영구처분 방사선원항에서 제외되므로 사용후핵연료집합체를 구성하는 구조재, 즉 금속폐기물의 방사선원항이 중요해지게 된다. 따라서 본 연구에서는 $17{\times}17$ KOFA 사용후핵연료 10 톤이 파이로 건식처리 되었을 경우를 가정하여 각 구조재 부품별로 방사선원항 특성을 분석하였다. 우선 구조재 부품별로 질량 및 부피를 상세히 계산하였다. 핵연료 상단 및 하단 고정체에서의 중성자스펙트럼이 노심과 다르므로 각 구조재 부품별로 핵반응단면적라이브러리를 KENO-VI/ORIGEN-S 모듈로 직접 생산하였으며, 이를 적용하여 ORIGEN-S 코드로 방사화 방사선원항을 평가하였다. 평가결과 원자로 방출후 10 년 시점에서의 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 값은 각각 $1.40{\times}10^{15}$ Bequerels, 236 Watts, $4.34{\times}10^9m^3$-water 로 나타났으며, 이는 사용후핵연료 자체 값의 0.7 %, 1.1 %, 0.1 %에 해당하는 값이다. 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 모든 측면에서는 금속폐기물 전체물량의 1 %만을 차지하는 인코넬 718 그리드판이 가장 중요한 것으로 평가되었으며, 특히 이를 따로 분리하여 관리하면 금속폐기물 전체 방사능세기를 20~45 % 정도, 위해지수를 30~45 % 정도 감소시킬 수 있는 것으로 나타났다. 전체적으로 볼 때, 금속폐기물의 방사능세기 및 위해지수는 처분시스템 설계 시 중요한 인자로 고려되어야 하나, 붕괴열은 그 열량이 작아 중요하지 않은 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권1호
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• pp.83-90
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• 2020

흑연 동위원소 비율법(GIRM)은 비핵화 검증 도구로써 흑연감속로의 플루토늄 생산량을 예측하는데 사용된다. 원자로가 가동되면 ²³⁸U의 중성자 포획 반응에 의해 플루토늄이 생성되어 축적되고 동시에 흑연 내 불순물도 핵반응을 통해 다른 핵종으로 바뀌기 때문에 플루토늄의 생성량과 불순물의 농도는 일정한 상관 관계를 갖는다. 이러한 상관관계에도 불구하고 어느 특정 시점에서의 불순물의 농도는 불순물의 초기 농도에 의존하기 때문에 불순물의 초기 농도가 알려지지 않으면 불순물의 절대 농도만으로 플루토늄 생산량을 예측하는 것은 불가능하다. 그러나 불순물의 초기 동위원소 비율은 초기 불순물 농도에 상관없이 알려져 있기 때문에 불순물의 동위원소 비율과 플루토늄 생산량의 관계는 흑연감속로에서 플루토늄 생성량을 예측하는 유용한 도구가 될 수 있다. 흑연동위원소 비율법의 지표 원소로 Boron, Lithium, Chlorine, Titanium, Uranium 등이 이용되는 것으로 알려져 있다. 위 지표원소의 동위원소 비와 플루토늄 생성량 사이의 상관 관계가 초기 불순물 농도에 의존하지 않는지를 네 가지 다른 흑연 불순물 조성을 이용하여 평가하였다. ¹⁰B/¹¹B, ³⁶Cl/³⁵Cl, ⁴⁸Ti/⁴⁹Ti, ²³⁵U/²³⁸U은 흑연의 초기 불순물 농도에 상관없이 누적 플루토늄 생성량과 일관된 상관 관계를 갖는다. 이러한 원소들은 다른 원소의 핵반응에 의해 해당 원소의 동위원소가 생성되지 않기 때문이다. 반면 ⁶Li/⁷Li과 플루토늄 생성량의 상관관계는 흑연 내 불순물의 초기 농도에 의존한다. ⁷Li은 ⁶Li의 중성자 포획 반응에 의해서 생성되기도 하지만 ¹⁰B의 (n, α)반응으로도 생성되는 것이 더 지배적이기 때문에 ¹⁰B의 초기 농도가 ⁷Li의 생성량에 영향을 미치는 것이다. 따라서 Lithium은 흑연 동위원소 비율법을 위한 지표 원소로 적절하지 않음을 알 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제4권1호
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• pp.14-20
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• 1979

고(高)에너지 방사선(放射線) 치료(治療)에 있어서 정상조직(正常組織)의 완전차폐(完全遮蔽)를 위하여 $5{\sim}8cm$ 납두께의 부정형(不定形) 차폐(遮蔽)벽돌을 제작(製作)해야하는 난점(難點)이 있었다. 저자(著者)들은 납 30.0%, 주석 11.5% 비스므스 48.5%, 카드미늄 10.0%를 사중(四重) 공정결합(共晶結合)시켜 밀도(密度)가 $9.8g/cm^3$ 용융온도(熔融溫度)가 $68^{\circ}C$인 저용융(低熔融) 차폐물질(遮蔽物質)을 개발(開發)하여 이를 Lead Y라고 명명(名命)하였다. 제작(製作)된 Lead Y Block을 $68^{\circ}C$에서 용융(熔融)시켜 보호(保護)해야할 중요(重要)한 장기(臟器)의 형태(形態)대로 제작(製作)된 styrofoam 음형(陰形)에 부어서 차폐효과(遮蔽效果)가 큰 차폐(遮蔽)벽돌을 쉽고 안전(安全)하게 제작(製作)할 수 있었고 납보다 더 단단하고 재현성(再現性)이 크며 저렴(低廉)한 가격(價格)으로 구입(購入)이 가능(可能)하므로 방사선(放射線) 치료효과(治療效果)에 큰 도움을 줄 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권1호
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• pp.1-11
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• 2004

한국원자력연구소에서는 고온의 용융염 매질 하에서 사용 후 핵연료를 환원시키는 차세대관리종합공정 연구를 수행 중에 있다. 추후 본 기술개발을 실증시험 하기 위해서는 방사선 차폐능이 확보된 핫셀이 필수적이며, 핫셀은 최대 1,385TBq의 방사능량에 대한 차폐 안전성을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀의 차폐능을 확보하기 위하여, 본 연구에서는 실증시험 시 사용후핵연료부터 발생하는 중성자 및 감마선에 의한 선량률이 법적 허용선량치보다 낮게 유지되도록 핫셀의 차폐 설계에 대한 안전성을 평가하였다. QAD-CGGP 및 MCNP-4C 코드를 이용하여 핫셀 차폐체의 설계치에 대한 차폐 계산을 수행하였다. 작업구역에 대한 감마선 차폐계산 결과 QAD-CGGP 코드는 2.10${\times}$$10^{-3}$, 2.97${\times}$$10^{-3}$ mSv/h, MCNP-4C 코드는 1.60${\times}$$10^{-3}$, 2.99${\times}$$10^{-3}$ mSv/h 이었으며, 서비스 구역은 1.01${\times}$$10^{-2}$, 7.88${\times}$$10^{-2}$ mSv/h 로 평가되었다. 그리고 MCNP-4C코드를 이용하여 중성자에 의한 선량률을 계산한 결과, 중성자에 의한 선량률은 감마에 의한 선량률의 약 20% 이하치를 나타내었다. 따라서 선량률 대부분은 감마선에 의한 영향임을 알 수 있었다. 본 연구를 통하여 핫셀의 차폐 설계치가 작업구역의 선량 제한치 0.01 mSv/h 와 서비스 구역에서의 선량 제한치 0.15 mSv/h를 만족시키는 것을 확인할 수 있었다.