• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권4호
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• pp.529-538
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• 1993

이전에 제신된 시간 균일적인 경우의 모델［1］에 대한 확장으로 균열암반내 핵종이동에 관한 연속시간 마코프 프로세스를 이용한 통계적 방법에 의한 모델이 제시되었다. 단일 평판 균일을 갖는 암반매질에서 핵종이 균열로부터 알반조직내로 확산 이동하는 경우 더 이상 균열시간적인 마코프 모델을 적용할 수 없으므로 암반으로의 확산항을 시간에 따라 변화하는 과정으로 보아 모델을 제시한 후 기존의 결정론적 해석해와 비교하였다. 통계적모델의 최종 결과는 시간의 함수로서의 상태변수에 대한 기댓값과 그 분산치일 것이다. 핵종의 시간 종속적인 확률분포가 전이강도가 주어질 때 매질내의 특성이 균질하다고 볼 수 있도록 나누어진 암반매질의 각 구획에 대해 주어지게 된다. 이 모델은 매질공간에 대해 불연속적이므로 핵종이동에 영향을 주는 변수들이 쉽게 균열암반이나 다중매질 등과 같은 비균질한 매질에 적용되어 질수 있다. 매질을 나눈 구획수가 수치적 분산에 민감한 것으로 나타났지만 분산계수의 보정에 의해 해석해와 잘 일치되는 것을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.154-165
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• 1993

연속시간 마코프프로세스를 이용한 한 통계적 방법에 의한 일차원 지하 핵종이동 모델이 제시되었다. 지하매질은 보편적으로 지하수속도, 분산계수 또는 지연계수 등 물리화학적 변수 등의 비균질성을 보여 일반적인 결정론적 이류분산모델로는 잘 기술되지 않는다. 통계적 모델에서의 최종결과는 시간에 따른 함수로서의 기대값과 그 기대값의 분산도를 보여주는 분산치다. 매질이 균질하다고 생각될 정도로 나뉘어진 구획에 대한 핵종의 농도 분포를 구하여 결정론적인 해석해에 의한 농도분포와 비교하여 비균질 매질, 또는 현저하게 구분되는 다층매질의 경우에 대해서 유용 할 것이라는 결론을 얻었다. 매질을 나눈 구획수가 수치적 분산에 민감한 것으로 나타났지만 해석적 모델에 의해 분산계수가 보정될 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권7호
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• pp.859-866
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• 2015

The aim of this work is to investigate the transport mechanism of radioactive nuclides through the reverse osmosis (RO) membrane and to estimate its effectiveness for nuclide separation from radioactive liquid waste. An analytical model is developed to simulate the RO separation, and a series of experiments are set up to confirm its estimated separation behavior. The model is based on the extended Nernst-Plank equation, which handles the convective flux, diffusive flux, and electromigration flux under electroneutrality and zero electric current conditions. The distribution coefficient which arises due to ion interactions with the membrane material and the electric potential jump at the membrane interface are included as boundary conditions in solving the equation. A high Peclet approximation is adopted to simplify the calculation, but the effect of concentration polarization is included for a more accurate prediction of separation. Cobalt and cesium are specifically selected for the experiments in order to check the separation mechanism from liquid waste composed of various radioactive nuclides and nonradioactive substances, and the results are compared with the estimated cobalt and cesium rejections of the RO membrane using the model. Experimental and calculated results are shown to be in excellent agreement. The proposed model will be very useful for the prediction of separation behavior of various radioactive nuclides by the RO membrane.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.263-272
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• 2012

파이로처리 방사성 폐기물 처분 시스템에 대하여 골드심을 이용하여 개발된 확률론적 평가 프로그램을 이용하여 폐쇄후 방사선적 안전성 평가를 수행하였다. 처분장으로부터 핵종이 유출되어 다양한 처분 시스템 내 매질을 이동하는 것에 관련된 정상 시나리오에 대한 평가를 위하여, 평가 결과에 대한 민감도나 일반적으로 불확실성의 범위가 큰 입력자료 중 주요하다고 판단되는 파라미터를 9개로 선정하여 평가에 고려된 핵종 중 Tc, Sn, Pa, Cs 4개의 원소에 대하여 평가 결과를 논의해 보았다. 확률론적 안전성 평가와 함께 이들 각 입력 자료에 대한 최종 방사선 피폭선량에 대한 민감도도 분석하여 결과에 대한 각 입력 파라미터의 중요도도 비교하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.171-188
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• 2012

파이로 처리 방사성 폐기물 처분 시스템 A-KRS에 대한 결정론적, 확률론적 안전성 평가가 가능하도록 골드심 프로그램을 개발하였다. 처분장에서 핵종이 유출되어 다양한 처분 시스템 내 매질을 이동하는 것에 관련된 주요 시나리오를 도출하기 위하여 처분 시스템을 구성하는 각 요소 별로, 그리고 처분 시스템 내 핵종의 이동에 관여하는 FEP을 인지 선별하여 수학적 모델을 개발하고 이를 골드심 템플릿 프로그램으로 개발하였다. 이 프로그램을 이용하여 폐쇄후 방사선적 안전성 평가를 결정론적으로 수행하여 5개의 정상 및 비정상 시나리오를 평가하여 그 결과를 상호 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권12호
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• pp.2733-2742
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• 2020

This paper presents an assessment of applicability of the multigroup cross sections generated with Monte Carlo tools to the fast reactor analysis based on transport calculations. 33-group cross section sets were generated for simple one- (1-D) and two-dimensional (2-D) sodium-cooled fast reactor problems using the SERPENT code and applied to deterministic steady-state and depletion calculations. Relative to the reference continuous-energy SERPENT results, with the transport corrected P₀ scattering cross section, the k-eff value was overestimated by 506 and 588 pcm for 1-D and 2-D problems, respectively, since anisotropic scattering is important in fast reactors. When the scattering order was increased to P₅, the 1-D and 2-D problem errors were increased to 577 and 643 pcm, respectively. A sensitivity and uncertainty analysis with the PERSENT code indicated that these large k-eff errors cannot be attributed to the statistical uncertainties of cross sections and they are likely due to the approximate anisotropic scattering matrices determined by scalar flux weighting. The anisotropic scattering cross sections were alternatively generated using the MC²-3 code and merged with the SERPENT cross sections. The mixed cross section set consistently reduced the errors in k-eff, assembly powers, and nuclide densities. For example, in the 2-D calculation with P3 scattering order, the k-eff error was reduced from 634 pcm to -223 pcm. The maximum error in assembly power was reduced from 2.8% to 0.8% and the RMS error was reduced from 1.4% to 0.4%. The maximum error in the nuclide densities at the end of 12-month depletion that occurred in ²³⁷Np was reduced from 3.4% to 1.5%. The errors of the other nuclides are also reduced consistently, for example, from 1.1% to 0.1% for ²³⁵U, from 2.2% to 0.7% for ²³⁸Pu, and from 1.6% to 0.2% for ²⁴¹Pu. These results indicate that the scalar flux weighted anisotropic scattering cross sections of SERPENT may not be adequate for application to fast reactors where anisotropic scattering is important.

• 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.

• 한국정보통신학회논문지
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• 제19권6호
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• pp.1436-1442
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• 2015

전 세계적으로 해운물류 안전 보안체계가 강화됨에 따라 국가물류보안 체계 구축을 위한 해운물류 안전 보안 핵심기술 개발이 이루어지고 있다. 이러한 국제적 정서에 발맞추어, 국내에서도 감마선 핵종을 검출할 수 있는 휴대용방사능 검출 장치에 대한 관심이 높아지고 있다.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2015년도 춘계학술대회
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• pp.315-318
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• 2015

전 세계적으로 해운물류 안전 보안체계가 강화됨에 따라 국가물류보안 체계 구축을 위한 해운물류안전 보안 핵심기술 개발이 이루어지고 있다. 이러한 국제적 정서에 발맞추어, 국내에서도 감마선 핵종을 검출할 수 있는 휴대용 방사능 검출 장치에 대한 관심이 높아지고 있다. 본 논문에서는 휴대용 방사능 검출기의 Full-digital System을 제안하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권6호
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• pp.1199-1210
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• 2017

A new in-line method for sampling neutrons emitted in (${\alpha}$,n) reactions based on alpha particle source information has been developed for continuous-energy Monte Carlo simulations. The new method uses a continuous-slowing-down model coupled with (${\alpha}$,n) cross section data to precompute the expected neutron yield over the alpha particle lifetime. This eliminates the complexity and computational cost associated with explicit charged particle transport. When combined with an integrated alpha particle decay source sampling capability, the proposed method provides an efficient and accurate method for sampling (${\alpha}$,n) neutrons based solely on nuclide inventories in the problem, with no additional user input required. Results from several example calculations show that the proposed method reproduces the (${\alpha}$,n) neutron yields and energy spectra from reference experiments and calculations.