• Journal of the Korean Institute of Illuminating and Electrical Installation Engineers
• /
• v.17 no.1
• /
• pp.61-67
• /
• 2003

This paper presents a power transfer capability calculation algorithm considering initial maximum power transfer capability. In this method initial maximum power transfer capability is calculated first. Then, the initial value of active power outputs of generators is gotten for power transfer capability calculation. The proposed method is applied to IEEE-24 Reliability Test System and the results show the effectiveness of the method.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05a
• /
• pp.251-256
• /
• 1996

일반화된 다군의 material 단면적 라이브러리 형식인 MATXS와 이를 각종 수송계산 코드에 적용할 수 있도록 하는 TRANSX 코드 체제를 소개하고 그 유용성을 검토하였다. 이를 위해 ENDF/B-VI.2를 이용하여 열 및 고속 임계노심 해석을 위한 각각의 라이브러리를 생산하고, 수송계산 코드인 ONEDANT를 이용하여 검증계산을 수행하였다. 열중성자 임계노심 해석결과 유효증배계수에서 약 0.3% 내외로 실험치에 근사한 결과를 얻었으며, 고속임계노심에서도 임계도 및 중심반응율비 결과가 실험치에 접근하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.27 no.2
• /
• pp.248-259
• /
• 1995

고리 3호기 원자로를 대상으로 압력용기에서의 고속중성자 집적량을 계산하였다. 수송계산에는 2차원 각분할 수송코드인 DOT 4.3을 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF /B-II와 ENDF /B-III를 근거로 한 CASK와 ENDF /B-IV를 근거로 한 BUGLE80, 고리고 ENDF /B-Ⅵ를 근거로 한BUGLE93 등이다. 사용한 핵단면적에 따른 압력용기에서의 고속중성자속 분포를 살펴보고 최근에 배포된 BUGLE93 라이브러리의 Dosimeter File을 사용하여 1, 2차 감시시험에서 측정된 중성자 측정시료의 방사능으로부터 계산된 고속중성자속 측정치를 계산된 고속중성자속과 비교하였다. 이 비교를 통하여 압력용기에서의 고속중성자속과 수명기간동안의 고속중성자 집적량을 평가하였다.

• Electrical & Electronic Materials
• /
• v.6 no.6
• /
• pp.524-535
• /
• 1993

본 연구에서는 SF$_{6}$가스의 전자이동속도를 더블히트파이프 실험장치를 이용하여 유도전류법에 의해 실험적으로 측정하였다. 그리고 전자수송계수의 정량적인 산출은 볼츠만 수송 방정식의 Backward-Prolongation을 이용하여 계산하고 해석하였다. 이때 전자에너지 분포함수와 전리 및 부착계수를 구하고 운동량변환단면적을 결정하였다. 그리고 실험적으로 측정된 SF$_{6}$가스의 전자이동속도와 계산된 전자수송계수를 비교 검토하여 해석함으로서 절연체의 기초적인 물성자료로 사용할 수 있다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.16 no.2
• /
• pp.211-221
• /
• 2018

Nodal transport methods are proposed for solving the simplified even-parity neutron transport (SEP) equation. These new methods are attributed to the success of existing nodal diffusion methods such as the Polynomial Expansion Nodal and the Analytic Function Expansion Nodal Methods, which are known to be very effective for solving the neutron diffusion equation. Numerical results show that the simplified even-parity transport equation is a valid approximation to the transport equation and that the two nodal methods developed in this study also work for the SEP transport equation, without conflict. Since accuracy of methods is easily increased by adding node unknowns, the proposed methods will be effective for coarse mesh calculation and this will also lead to computation efficiency.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.199-204
• /
• 1998

고에너지 전자가 매질 내에서 수송될 때, 매질 내에서 Photoneutron 생성률과 생성된 중성자 에너지 분포를 EGS4 코드를 사용하여 계산하였다. EGS4 코드는 광자-전자 연계 수송코드로 Photoneutron 반응단면적을 제공하지 않기 때문에, Photoneutron 반응단면적 계산루틴과 생성된 중성자 에너지분포 계산루틴을 작성하여 Ta와 Pb의 표적 매질에 100 MeV의 전자가 입사하였을 때 표적의 두께변화에 따른 Photoneutron 생성률과 생성된 중성자 에너지분포를 계산하였다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
• /
• 2009.11a
• /
• pp.70-71
• /
• 2009

• Electrical & Electronic Materials
• /
• v.3 no.2
• /
• pp.138-146
• /
• 1990

볼츠만 수송방정식에 관한 홀스타인의 식을 사용하여 온도는 273.deg.K, 상대전계의 세기가 1.leq.E/P..leq.30(V/cm Torr)인 때의 Na와 He 단일기체중을 통과하는 전자의 에너지분포함수와 수송계수를 계산하였다. 그리고 전자 이동속도의 결과치를 실험값과 비교하였으며 실험치와 계산치가 일치하도록 충돌단면적을 수정하여 계산에 적용하였다. 이러한 방법으로 Hesms 0.1[eV]-50[eV]까지 Na는 0.1[eV]-5[eV]까지의 에너지범위에서 결정된 운동량변환단면적의 값은 제한된 범위에서 Crompton 및 Nakamura의 값과 거의 일치하였다. 또한 이와 같이하여 계산된 Na와 He 단일기체의 충돌단면적을 이용하여 온도는 273.degK, 상대전계의 세기는 1.leq.E/P$_{o}$ .leq.30(V/cm Torr)의 범위에서 Na-He 혼합증기의 혼합비율을 He:Na는 99.5:0.5, 99:1, 9:1. 1:1로 변화시켜 특성에너지, 평균에너지, 전자이동속도, 전자에너지 분포함수를 게산하였다.

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.15 no.4 s.48
• /
• pp.250-255
• /
• 2006

In this study, the discrete ordinates method which has been widely used in the solution of neutron transport equation is applied to the solution of the time dependent radiative transfer equation. The self-adjoint form of the second order radiation intensity equation is used to enhance the stability of the solution, and a new multi-step linearization method is developed to avoid the nonlinearity in the material temperature equation. This new solution method is applied to the well known Marshak wave problem, and the numerical result is compared with that of the conventional Monte-Carlo method.

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.7 no.2
• /
• pp.172-179
• /
• 1998

In this paper, an alternative method which can evaluate a marginal power exceeding yearly peak load for each load bus is proposed. The proportion of the marginal power to yearly peak load for each load bus is defined as Local Marginal Power Rate (LMPR). Furthermore, the composite system is separated base on the LMPR. The bottleneck facilities could be found, while the LMPR is estimated. Then, it is possible to provide information concerning improvement in the system reliability by bottleneck facilities. The IEEE Reliability Test System (RTS) is used to demonstrate the effectiveness of the proposed algorithm.