평가핵자료집 직접 처리를 통한 고속로 해석용 다군 핵단면적 생산기 개발

학위논문 (박사)-- 서울대학교 대학원 : 공과대학 에너지시스템공학부, 2018. 2. 주한규.A fast reactor multigroup XS generation code, EXUS-F is developed that is capable of directly processing the ENDF format nuclear data libraries based on various detailed spectrum calculations. The RECONR module of NJOY is used to generate pointwise cross section data and the Doppler broadening of the major heavy nuclides is incorporated by the Gauss-Hermite quadrature method. An ultrafine group structure consisting of 2123 energy groups ranging upto 20 MeV is employed for the spectrum calculation and the structure can be adjusted by the user input. The self-shielding effect is incorporated in the ultrafine group cross section by a numerical integration scheme based on the narrow resonance approximation. For the self-shielding in the unresolved resonance range, the probability table method is proposed that employs the probability table library generated by the NJOY PURR module. The functions to generate fission spectrum matrices and scattering transfer matrices directly from the nuclear data library are realized. The extended transport approximation is used in the zero-dimensional (0D) calculation to obtain higher order moment spectra and the Collision Probability (CP) method and the MOC method with the higher order scattering source are employed selectively for one-dimensional (1D) cylinder and two-dimensional (2D) hexagon calculations. Verification calculations are performed for homogenous mixture and cylindrical problems. The results are assessed by comparing with the McCARD Monte Carlo solutions and it is confirmed that the spectrum calculations and the corresponding multigroup cross section generations are performed adequately in that the reactivity error is less than 60 pcm. The EXUS-F/nTRACER calculation is performed in a 47 group structure for the two-dimensional ABR 1000 benchmark using ENDF/B-VII.0. The reactivity error of 260 pcm and the root mean square error of the pin powers of 1.1% indicate that EXUS-F generates properly the broad group cross sections for the nTRACER fast reactor calculations. Results obtained using JENDL and ENDF/B-VII.1 are obtained with those of ENDF/B-VII.0 showing no significant differences.Chapter １. Introduction 1 １.１. Previous Researches 3 １.２. Purpose of Research 5 Chapter ２. Resonance Data Processing 9 ２.１. NJOY Based XS Reconstruction and Doppler Broadening 9 ２.２. On-the-fly Doppler Broadening 13 ２.２.１. SIGMA1 Method 13 ２.２.２. Gauss-Hermite Quadrature Method 15 ２.２.３. Doppler Broadening Procedure in EXUS-F 17 ２.３. Union Energy Grid 19 Chapter ３. Generation of Ultrafine Group Cross Sections and Transfer Matrices 20 ３.１. Energy Group Structures 20 ３.２. Resonance Self-Shielding for Resolved Range and Above Resonance Ranges 20 ３.２.１. Neutron Flux in the NR Approximation 20 ３.２.２. Higher moment fluxes in the Bondarenko Model 22 ３.３. Self-Shielding for Unresolved Resonance Range 27 ３.４. Fission Spectrum Matrix 30 ３.４.１. Arbitrary Tabulated Function 31 ３.４.２. Simple Maxwellian Fission Spectrum 31 ３.４.３. Energy-Dependent Watt Spectrum 31 ３.４.４. Energy-Dependent Fission Neutron Spectrum (Madland and Nix) 32 ３.５. Scattering Transfer Matrix 33 Chapter ４. Ultrafine Group Transport Calculation 36 ４.１. P1 Slowing-Down Calculation with Extended Transport Approximation 36 ４.２. Collision Probability Method for 1D Cylinder Geometry 37 ４.３. Method of Characteristic for 2D Hexagonal Geometry 37 Chapter ５. Numerical Results 38 ５.１. Verification Tests of EXUS-F 38 ５.１.１. Homogenous Mixture Problems with ENDF/B-VII.0 39 ５.１.２. Homogenous Mixture Problems with JENDL 4.0 42 ５.１.３. Cylindrical Fuel Pin Cell Problems with ENDF/B-VII.0 45 ５.１.４. Cylindrical Fuel Pin Cell Problems with JENDL 4.0 48 ５.２. Verification Tests of EXUS-F/nTRACER Calculations 51 ５.２.１. Determination of Approximate Model for Fuel Assembly XS Generation 54 ５.２.２. Comparison of Assembly Calculation Results between nTRACER and McCARD 59 ５.２.３. 2D Core Calculation without Considering Spectrum Transition Effects 60 ５.２.４. 2D Core Calculation with Spectrum Transition Effects for Non-Fuel Assemblies 65 ５.２.５. 2D Core Calculation with Fine Group Structures 69 ５.２.６. Effects of Different Nuclear Data Evaluations 72 Chapter ６. Conclusion 75Docto

Establishment of Integrated Multigroup Cross Section Data Generation System for Whole Core Transport Calculation

학위논문 (석사)-- 서울대학교 대학원 : 에너지시스템공학부, 2012. 8. 주한규.전노심 수송계산 코드 nTRACER의 고유 핵자료 라이브러리를 생산하기 위한 첫 단계로 다군 핵자료 통합 생산체계를 구축하였다. 이 생산체계의 핵심은 공명 인자 생산에 필요한 유효 반응단면적을 생산해 주는 초미세 에너지군 감속계산 코드인데 먼저 다군 충돌확률법을 이용하여 감속계산 코드 EXUS를 제작하고, 몬테칼로법을 이용한 감속계산 모듈을 추가하여 충돌확률법이 가지는 형상 제한을 극복하였다. 몬테칼로 감속계산 시에는 상향산란을 고려한 정확한 산란 모델을 구현하였다. 또한 에너지군별 반응단면적 생산 시 사용자 입력에 의해 유입산란을 보전한 수송 보정을 할 수 있도록 B1 해법을 구현하였다. 이 생산체계는 세 단계로 구성했는데 첫 번째 단계에서는 NJOY 코드체계를 사용하여 기본적인 다군 반응단면적 자료를 생산하고, 두 번째 단계에서는 초미세군 감속계산을 통해 공명영역 유효 반응단면적을 생산하며, 마지막 단계에서는 기본 반응단면적 자료와 공명영역 유효 단면적 자료 등을 종합하여 nTRACER 핵자료집 파일을 생산하도록 하였다. 한편 감속계산에서는 연속에너지 몬테칼로 코드인 McCARD를 사용하는 기능도 추가하였다. 또한 핵종 별로 생산한 자료를 종합하여 하나의 최종 파일로 만드는 기능을 구현하였으며 미비한 자료를 다른 라이브러리에서 빌려 쓸 수도 있도록 하였다. 감속계산 코드의 검증을 위해 원통형 연료봉에 대해 EXUS의 충돌확률법 모듈과 몬테칼로법 모듈을 이용해 감속계산을 수행하고, 기존에 사용해오던 RMET21 코드와 비교하여 정확성을 평가하였다. 이 과정에서는 계산된 초미세군 스펙트럼을 이용하여 구한 유효 반응단면적을 McCARD 코드의 계산을 통해 구한 기준값과 비교하여 정확성을 확인하는 단계도 추가하였다. 이렇게 구축한 다군 핵자료 통합생산체계를 이용하여 ENDFB/ VII 핵자료집을 기반으로 중요 핵종에 대해 핵자료를 생산하고 OPR1000 노심의 봉세포, 집합체 문제를 해석하여 생산한 라이브러리의 건전성을 평가하였다. 평가결과는 McCARD 해를 ii 기준으로 할 때 무한증배계수의 오차가 150 pcm 수준으로 나타나 이 핵자료 생산체계가 적절하게 구축되었음을 확인하였다. 한편, McCARD 기반 공명인자 생산 방법을 통해 상향산란 효과가 고려된 공명 인자를 생산하고 이를 연료봉, 집합체 및 노심에 대해 문제에 적용해 기존의 경우보다 약 10% 정도 도플러 효과가 강화되는 것을 검증하였다. 반면, 유입산란 보전 방식으로 수송효과가 보정된 수소의 경우 1 MeV 이상 에너지 영역에서 기존의 유출산란 보정 방식에 비해 2배가 넘게 수송 단면적이 증가됨을 확인하였다. 이렇게 증가된 수소의 수송 단면적이 중성자 누설을 상당히 억제하는 효과가 있음을 B&W 임계 문제, 소형 노심 문제 등을 풀어 입증하였다. 마지막 검증계산으로는 OPR1000 집합체 및 노심에 대한 nTRACER 연소계산을 수행하였다. 집합체 연소계산 결과는 CASMO 코드 해와 비교하여 주기 초에 비슷한 경향을 보임을 확인하였다. 그러나 연소 주기에 따른 무한증배계수 차이가 증가하여, 주기 말에는 약 1000 pcm의 오차를 기록하였으며 이는 연소 진행에 따른 239Pu의 수밀도 차이에서 발생한 것으로 판단하였다. 한편, 노심 연소계산을 통해 결정된 임계붕산농도를 실측값과 비교하여 평가해 본 결과 새로이 생산된 핵자료가 기존 라이브러리에 비해 약 30 ppm이상 더 정확함을 확인하였다.초 록 ............................................................................................. I 제１장 서 론 .................................................................................. 1 제１절 연구 방향 ............................................................................ 2 제２절 연구 범위 ............................................................................ 3 제３절 논문의 구성 ........................................................................ 4 제２장 초미세 에너지군 감속계산 코드 개발 .................................. 5 제１절 다군 충돌 확률법 기반 감속계산 모듈 ................................ 6 제２절 몬테칼로법 기반 감속계산 모듈 ........................................ 16 제３절 DBRC 방법론 기반 238U 상향산란 고려 ........................... 21 제３장 유입 수송 보정 .................................................................... 26 제１절 수송 보정 .......................................................................... 26 제２절 다군 B1 방정식 ................................................................. 28 제３절 유입 수송 보정 ................................................................. 34 제４장 다군 핵자료 통합생산체계 ................................................... 36 제１절 공명 처리방법 ................................................................... 37 제２절 공명 인자 생산 ................................................................. 39 제３절 에너지군 반응단면적 생산 ................................................ 42 제４절 최종 핵자료 라이브러리 생산 ........................................... 44 제５장 시험 계산 결과 .................................................................... 45 제１절 초미세군 감속 계산 코드 건전성 평가 .............................. 46 제２절 주요 핵종의 핵자료 생산 .................................................. 56 제３절 다군 핵자료 건전성 평가 .................................................. 63 제４절 238U 상향 산란 고려한 도플러 효과 평가 .......................... 81 제５절 유입 수송 보정 효과 평가 ................................................. 86 제６절 다군 핵자료 연소 계산능 평가 .......................................... 90 제６장 결 론 ................................................................................ 95Maste

(An) evaluation of the clinical application of serum cholyl glycine measurement in hepatobiliary diseases

의학과/석사[한글] 1948년 Sherlock와 Walshe가 처음으로 간·담도계 질환에서 혈청 담즙산 농도가 증가을 발표한 이후 이 검사는 간·담도계 질환 진단에 예민함이 여러 연구자들에 의해 보고되었다. 저자는 1981년 12월부터 1982년 3월까지 연세의료원 임상병리과에서 통상 간기능검사 중총 담즙소, ALP, AST, ALT의 검사치 가운데 한가지 이상이 비정상치를 보인 혈청 중 무작위로 선택한 98검체와 정상대조군 25예에 대하여 혈청 Cholyl glycine치를 RIA법으로 측정하여 다음과 같은 결과를 얻었다. 1) 정상대조군의 혈청 CG치 평균은 10.7μg/㎗이였고 남녀간의 차이는 없었다. 2) 각종 간·담도계 질환 환자 98예중 94예에서 비정상적인 CG치를 보였다. 3) 혈청 CG치는 급성바이러스성 간염, 담석증, 전이성 간암, 간경변, 간암, 만성활동성 간염, 만성지속성 간염의 순으로 높은 치를 보였다. 4) 급성바이러스성 간염에 있어서 임상경과에 따른 혈청 CG치는 다른 간기능 검사치보다 빠른 감소를 보였다. 5) 만성지속성 간염의 진단에 있어서 혈청 CG검사는 AST, ALT검사 보다 다소 예민도가 낮지만, ALP나 총 담즙소검사 보다 높았다. 6) 만성활동성 간염의 진단에 있어 혈청 CG검사는 예민도가 매우 높았으며, 만성지속성 간염과 만성활동성 간염의 혈청 CG치는 통계학적으로 유의한 차이를 보였다. 7) 간경변의 진단에 있어 혈청 CG검사는 다른 간기능 검사보다 예민도가 높았다. 8) 정상대조군의 식후 2시간 혈청 CG치 평균은 35μg/㎗이었고, 남녀 차이는 없었다. 각종 간질환에서 식후 2시간 혈청 CG치는 공복 혈청 CG치보다 현저히 증가 하였다. 9) 통상 간기능검사치 중 총 담즙소치가 혈청 CG치와 가장 밀접한 상관관계를 나타내었다. 이상의 연구결과를 종합하여 볼 때 혈청 CG치의 측정은 간기능 검사로서 예민도가 높으며, 통상 간기능검사의 미흡한 점을 보완할 수 있기 때문에 급·만성의 간·담도체 질환이 많은 우리나라에서는 유용한 검사로 생각된다. [영문] There have been a number of so-called liver function tests in our routine clinical work, yet their capabilities are so limited that a new and more sensitive liver function test is highly desirable. Sherlock and Walshe (1948) were the first to report highly elevated serum bile acids in hepatobiliary diseases. Since then a number of investigators reported various conditions with elevated serum bile acids. Serum cholylglycine levels in 25 normal control subjects and 98 patients with abnormal liver function tests were determined by RIA metnod and the results were compared with conventional liver function tests. The following results were obtained. 1. The following concentration in the fasting sera of normal control subjects was 10.7±8.9 ㎍/dl (mean ±SD) and no difference was noted between male and female. 2. Significantly elevated serum CG levels were observed in 94 patients among 98 patients with various hepatobiliary diseases. Among the hepatobiliary diseases the highest serum CG level was seen in acute viral hepatitis. During the course of recovery from acute viral hepatitis the decline of serum CG values was more rpaid than other liver function tests. 3. In the diagnoses of chronic persistent hepatitis, the serum CG test was less sensitive than AST, or ALT test, while it was more sensitive than the tests of ALP or total bilirubin. 4. Serum CG test was very sensitive in the diagnoses of chronic active hepatitis and cirrhosis. The test was considered valuable in the differential diagnosis of chronic active hepatitis and chronic persistent hepatitis. 5. The mean serum CG concentration in the postprandial sera of normal control subjects was 35 ± 22 μg/dl (mean ± SD) and no difference was noted between male and female. Serum CG values of the patients with hepatobiliary diseases waw higher in the 2 hour postprandial samples than the fasting samples whether the fasting serum CG values were normal or not. However, the increasement of serum CG values after meal was more pronounced among the patients with hepatobiliary diseases. 6) There was a good linear correlation between serum CG and total bilirubin in the patients of hepatobiliary diseases. From this study it is concluded that serum CG test is a aluable and sensitive test in the diagnosis of various hepaobiliary diseases.restrictio

A Design of Carrier Phase Recovery Algorithm for 10Mbps HomePNA Receiver

본 논문에서는 기존 전화선(phone-line) 기반 홈네트워크 기술인 10Mbps HomePNA 시스템을 위한 반송파 위상 동기 알고리즘에 대해 고찰한다. 10Mbps HomePNA 시스템의 규격에 대해 간략하게 기술하고 수신기 반송파 위상 동기 알고리즘으로서 FF-NDA 방식인 Viterbi & Viterbi 알고리즘을 고찰한다. 이 알고리즘의 비선형화 부분 중 진폭의 누승 과정을 일종의 연판정기로 대체하여 하드웨어적인 부담을 경감시킨 구조를 제안하며 분산 및 BER 성능을 도시하였다. PREAMBLE64는 2Mbaud의 QPSK 변조방식, payload는 4Mbaud의 QPSK 변조방식을 사용하였으며 채널은 실험의 용이성을 위하여 AWGN(additive white gaussian noise)을 가정하였다