• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권5호
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• pp.1044-1062
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• 2017

The construction project of the Kijang research reactor (KJRR), which is the second research reactor in Korea, has been launched. The KJRR was designed to use, for the first time, U-Mo fuel. Plate-type U-7 wt.% Mo/Al-5 wt.% Si, referred to as U-7Mo/Ale5Si, dispersion fuel with a uranium loading of $8.0gU/cm^3$, was selected to achieve higher fuel efficiency and performance than are possible when using $U_3Si_2/Al$ dispersion fuel. To qualify the U-Mo fuel in terms of plate geometry, the first miniplates [HANARO Miniplate (HAMP-1)], containing U-7Mo/Al-5Si dispersion fuel ($8gU/cm^3$), were fabricated at the Korea Atomic Energy Research Institute and recently irradiated at HANARO. The PIE (Post-irradiation Examination) results of the HAMP-1 irradiation test were analyzed in depth in order to verify the safe in-pile performance of the U-7Mo/Al-5Si dispersion fuel under the KJRR irradiation conditions. Nondestructive analyses included visual inspection, gamma spectrometric mapping, and two-dimensional measurements of the plate thickness and oxide thickness. Destructive PIE work was also carried out, focusing on characterization of the microstructural behavior using optical microscopy and scanning electron microscopy. Electron probe microanalysis was also used to measure the elemental concentrations in the interaction layer formed between the U-Mo kernels and the matrix. A blistering threshold test and a bending test were performed on the irradiated HAMP-1 miniplates that were saved from the destructive tests. Swelling evaluation of the U-Mo fuel was also conducted using two methods: plate thickness measurement and meat thickness measurement.

• 분석과학
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• 제16권5호
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• pp.418-425
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• 2003

도시 생활폐기물의 소각로에서 발생되는 바닥재중의 무기원소 함량을 중성자 방사화분석법으로 결정하였다. D도시 소각장에서 월별로 채취한 바닥재 시료를 5 mm 크기의 체로 거르고 오븐에 건조한 후, 막자사발로 분쇄하였다. 시료는 한국원자력연구소의 하나로 연구용 원자로에서 NAA #1 조사공을 사용하여 중성자 조사하였으며, 조사된 시료는 HPGe-감마선 분광분석장치를 사용하여 방사능을 측정하였다. 측정된 핵종의 방사능으로부터 방사능 생성식과 핵 데이타를 적용하여 As, Cr, Cu, Fe, Mn, Sb 및 Zn을 포함한 33종의 원소를 정량하였다. 또한 미국표준기술원의 인증 표준물질을 동시에 분석하여 품질관리를 하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권4호
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• pp.434-441
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• 2010

The activation products of aluminum and argon are key radionuclides for operational and environmental radiological safety during the normal operation of open-tank-in-pool type research reactors using aluminum-clad fuels. Their activities measured in the primary coolant and pool surface water of HANARO have been consistent. We estimated their sources from the measured activities and then compared these values with their production rates obtained by a core calculation. For each aluminum activation product, an equivalent aluminum thickness (EAT) in which its production rate is identical to its release rate into the coolant is determined. For the argon activation calculation, the saturated argon concentration in the water at the temperature of the pool surface is assumed. The EATs are 5680, 266 and 1.2 nm, respectively, for Na-24, Mg-27 and Al-28, which are much larger than the flight lengths of the respective recoil nuclides. These values coincide with the water solubility levels and with the half-lives. The EAT for Na-24 is similar to the average oxide layer thickness (OLT) of fuel cladding as well; hence, the majority of them in the oxide layer may be released to the coolant. However, while the average OLT clearly increases with the fuel burn-up during an operation cycle, its effect on the pool-top radiation is not distinguishable. The source of Ar-41 is in good agreement with the calculated reaction rate of Ar-40 dissolved in the coolant.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.501-506
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• 1997

This paper presents the hydraulic characteristics measured by using LDV(Laser Doppler Velocimetry) in subchannels of a HANARO, KAERI research reactor, fuel bundle. The fuel bundle consists of 18 axially finned rods with 3 spacer grids, which are arranged in cylindrical configuration. The effects of the spacer grids on the turbulent flow were investigated by the experimental results. Pressure drops fer each component of the fuel bundle were measured, and the friction factors of fuel bundle and loss coefficients for the spacer grids were estimated from the measured pressure drops. Implications regard ins the turbulent thermal mixing were discussed. Vibration test results measured by using laser vibrometer were presented.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제18권2호
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• pp.87-92
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• 2007

최대출력 30 MW, 하나로(HANARO) 다목적 연구용 원자로의 접선 중성자공에 붕소중성자포획치료(Boron Neutron Capture Therapy, BNCT)를 위한 열중성자 조사장치가 개발되었다. BNCT 조사장치에서는 서로 다른 물리적 특성과 생물학적 효과비를 가진 여러 성분의 방사선이 방출되기 때문에 정확한 투여선량을 결정하기 위해서는 각 성분의 정량적 분석이 필수적이다. 따라서 본 연구에서는 방사화 분석, 열형광선량계 및 이온전리함 등 여러 유형의 검출기를 사용하여 BNCT 조사장치에서 방출되는 열중성자 및 감마선 혼합장의 선량 성분을 분리, 측정하였다. 선량측정은 물 속에 함유된 불순물과 중성자의 이차반응을 최소화하기 위해 증류수를 채운 물팬텀을 이용하였다. 그리고 측정 결과는 MCNP4B 전산계산의 결과와 상호 비교하였다. 측정 결과 열중성자속은 물팬텀 10 mm와 20 mm 깊이에서 각각 $1.02E9n/cm^2{\cdot}s$과 $6.07E8n/cm^2{\cdot}s$이었고, 고속중성자선량율은 10 mm 깊이에서 0.11 Gy/hr로 미세하였다. 감마선량률은 물팬텀 20 mm 깊이에서 5.10 Gy/hr로 나타났다. 측정된 중성자와 감마선량값은 MCNP의 결과와 5% 이내로 잘 일치하였고, 열중성자속은 14%의 비교오차를 나타내었다. 이러한 결과들은 중성자 검출의 난이도를 고려할 때 충분히 신뢰할 수 있는 수준이라 판단되며, BNCT 임상 연구를 위한 선량평가 자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국진공학회지
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• 제14권3호
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• pp.126-131
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• 2005

소각중성자산란 (Small-angle neutron scattering, SANS)은 물질의 내부 나노구조 분석에 매우 중요한 실험방법론이다. 본 논문에서는 30MW HANARO 연구용 원자로의 냉중성자 연구시설에 설치하기 위하여 한국과학기술원과 한국원자력연구소가 공동으로 개발 중인 40m SANS장치의 개념설계 결과를 보고한다. 장치의 설계 최적화를 위한 전산모사를 수행하였으며, 이를 바탕으로 40m SANS 장치의 주요설계 인자를 결정하였다. 40m SANS 장치의 가능한 Q-range는 $0.0005\;\AA^{-1}-1.0\AA^{-1}$ 이며, 이는 세계 최고 수준의 SANS Q-range에 해당된다. 각 Q-range에 따른 시료위치에서의 중성자 속을 계산하였으며 전산모사에 사용된 냉중성자원이 구현될 시 세계적 수준의 값을 얻을 수 있을 것으로 예상된다.

• 한국진공학회지
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• 제14권3호
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• pp.132-137
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• 2005

국내 유일의 연구용 원자로인 하나로에 중성자 반사율 측정장치를 개발 설치하였다. 하나로 중성자 반사율 측정장치는 수직형 시료 배치를 가지며 입사 중성자 빔의 파장은 $2.459\;\AA$이다. 원자로 출력 24 MW에서 금줄방사화법을 이용하여 측정한 단색기 및 시료위치에서의 중성자속은 각각 $4.5\times10^9\;n/cm^2/sec,\;6.64\times10^6\;n/cm^2/sec4이었다. 또한 하나로 중성자 반사율 측정장치를 이용하여 d-PS, $SiO_2$등의 일부 기준 박막 시료에 대하여 반사율을 측정하고 구조 분석을 수행하였다. 장치 성능 평가 결과 장치 최소 반사율은 $\sim10^{-6}$, 측정 가능한 Q 영역은 $0.003\sim0.3\;\AA^{-1}$이었다.

• 대한설비공학회:학술대회논문집
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• 대한설비공학회 2007년도 동계학술발표대회 논문집
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• pp.305-309
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• 2007

FTL(Fuel Test Loop) is a facility that confirms performance of nuclear fuel at a similar irradiation condition with that of nuclear power plant. FTL construction work began on August, 2006 and ended on March, 2007. During Construction, ensuring the worker's safety was the top priority and installation of the FTL without hampering the integrity of the HANARO was the next one. The installation works were done successfully overcoming the difficulties such as on the limited space, on the radiation hazard inside the reactor pool, and finally on the shortening of the shut down period of the HANARO. The Commissioning of the FTL is to check the function and the performance of the equipment and the overall system as well. The FTL shall start operation with high burn up test fuels in early 2008 if the commissioning and licensing progress on schedule.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.234-234
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.268-268
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• 2002