Isotopic Fissile Assay of Spent Fuel in a Lead Slowing-Down Spectrometer System

이용덕; 전주영; 박창제

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자료유형: 학술저널

저자정보: 이용덕 전주영 박창제

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제49권 제3호

발행연도: 2017.1

수록면: 549 - 555 (7page)

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A lead slowing-down spectrometer (LSDS) systemis under development to analyze isotopicfissile content that is applicable to spent fuel and recycled material. The source neutronmechanism for efficient and effective generation was also determined. The source neutroninteracts with a lead medium and produces continuous neutron energy, and this energygenerates dominant fission at each fissile, below the unresolved resonance region. Fromthe relationship between the induced fissile fission and the fast fission neutron detection, amathematical assay model for an isotopic fissile material was set up. The assay model canbe expanded for all fissile materials. The correction factor for self-shielding was defined inthe fuel assay area. The corrected fission signature provides well-defined fission propertieswith an increase in the fissile content. The assay procedure was also established. The assayenergy range is very important to take into account the prominent fission structure of eachfissile material. Fission detection occurred according to the change of the Pu239 weightpercent (wt%), but the content of U235 and Pu241 was fixed at 1 wt%. The assay result wasobtained with 2~3% uncertainty for Pu239, depending on the amount of Pu239 in the fuel. The results show that LSDS is a very powerful technique to assay the isotopic fissile contentin spent fuel and recycled materials for the reuse of fissile materials. Additionally, aLSDS is applicable during the optimum design of spent fuel storage facilities and theirmanagement. The isotopic fissile content assay will increase the transparency and credibilityof spent fuel storage.

#Lead Slowing-down Spectrometer #Induced Fissile Fission #Fast Neutron

참고문헌 (9)

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A. G. Croff / 1985 / ORIGEN2 Isotope Generation and Depletion Code Matrix Exponential Method

C. J. Park / 2012 / Metal plate target design for the lead slowing down time spectrometer(LSDTS) / Ann. Nucl. Energy 49 : 218 ~ 222

D.B. Pelowitz / 2005 / MCNP: A General Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport

Y. Danon / 2012 / Experiments with a Lead Slowing-down Spectrometer for Assay of Used Nuclear Fuel

Y. Lee / 2016 / Quantitative Fissile Assay in Used Fuel Using LSDS System / Joint 13th International Conference on Radiation Shielding & 19th Topical Meeting of the Radiation P

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