• 에너지공학
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• 제15권4호
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• pp.250-255
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• 2006

원자력 분야에서 중성자 수송계산을 위해 개발되어 널리 사용되는 방향차분법을 시간 종속 복사 열전달식의 해를 구하는데 적용하였다. 광자의 방향별 밀도를 자체수반형 2계 편미분방정식으로 나타내어 해의 안정성을 높였고 매질의 온도방정식의 비선형성은 다단계 선형화법을 사용하여 근사하였다. 본 연구에서 개발된 해법을 전형적인 Marshak wave 문제에 적용하였고 계산 결과를 기존의 Monte Carlo의 계산결과와 비교하여 그 우월성을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.319-328
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• 1992

일차원 구에서 유한요소법의 Galerkin formulation이 일차형태의 단일 에너지 중성자 수송방정식의 적분법에 적용되었다. 구분적으로 1차 혹은 2차인 Lagrange 다항식들이 선형대수 방정식들의 집합을 만들기 위해 적분법에 있는 각의존 중성자속(angular flux)에 대하여 활용되었다. 수치해석이 균질구에서의 임계문제와 비균질구에서의 scalar flux 분포에 대해서 행해졌다. 공간과 각에 대하여 연속적인 유한요소를 사용한 균질구에서의 임계문제에 대한 유한요소법의 결과들은 이론적인 해들자 비교되었다. 비균질 문제에서는 각자 공간에 대하여 불연속 유한요소를 사용하여 구한 scalar flux 분포는 ANISN code에 의한 계산결과와 잘 일치하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제3권4호
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• pp.203-208
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• 1971

Noether의 이론을 1차원의 중성자 수송방정식에 적용하였다. 1차원의 Boltzmann방정식의 functional을 불변케 하는 변환을 구했으며 이결과 중성자속과 그의 Adjoint 중성자속의 곱이 보존된다는 법칙을 유도하였다. 이 보존법칙으로부터 1차원의 Boltzmann방정식의 가능한 해의 형태를 얻었고 이것을 이미 알려진 해와 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제3권3호
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• pp.121-128
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• 1971

중성자속의 각분포를 unified modal-nodal 방법으로 전개하였다. 몇몇 표준 nodal 해석법이나 modal 해석법은 이 방법의 특수한 경우임을 밝혔다. 중성자의 발생과 산란이 등방성인 경우에 단일에너지 수송방정식을 modal-nodal moment 형으로 도출하여 고유치를 구하였다. 중성자가 생성되지 않는 매질 내에서의 역확산거리를 근사적으로 계산한 결과 표준방법으로 한 것보다 더 정화하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.252-262
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• 1992

시간 및 공간 종속형 중성자 수송 방정식으로부터 비균질 원자로 노심해석의 효율적인 방법을 개발하였다. 이를 위해 계산 시간을 단축하고 각 집합체 크기의 소격격자(coarse mesh)에 대한 평균 중성자속을 정확히 예측할 수 있도록 노달방법(nodal method)을 도입하였고, 노드 별 평균 중성자속과 노드 각 경계면의 평균 중성자속 및 유속(flux and current)과의 관계식을 얻기 위하여 조정 인자( correction factor)로서 불연속인자(discontinuity factor)를 사용하였으며, 이 인자는 이전 시간대(previous time step)의 노드 평균 중성자속, 확산계수, 그리고 불연속인자 등에 따라 새로이 계산(updating)된다. 본 논문에서 개발된 방법을 시간에 따라 비교적 단순히 변하는 과도 노심(TWIGL)과 급격한 중성자 거동의 변화를 모사하는 과도 노심(LRA)에 적용한 결과 정확성 및 효율성이 입증되었 다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제2권4호
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• pp.255-262
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• 1970

원자로 내에서 핵 분열이 관계될 때, 일반적인 비 등방성 중성자 수송 방정식의 세부적이고 확장된 계산이 다루어지고 있다. 우리가 일반 비 등방성인 경우의 해의 완전성을 증명할 때 산란과 분열의 복합 연산자가 각각 산란 연산자와 분열 연산자로 분리 될 수 있다는 것을 보여 주고 있다. 이러한 연산자가 실제 계산에 응용될 때, 해의 완전성에 필요한 측정되지 않은 새로운 항을 끌어낼 수 있고, 이로 말미암아 완전히 방정식을 풀 수 있다. 아울러, 2차 비등방성의 근의 수가 B$_1$와 B$_2$를 기지수로, Cs 미지수로 하여 자세히 분류되고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제4권4호
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• pp.280-293
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• 1972

원자로(TRIGA MARK-II)노심의 특정위치에서 0.5 Mev 이상의 고속중성자 스펙트럼을 발단검출기(Threshold detector)를 사용하여 실험적으로 측정하였다. 발단검출기의 실험적인 방사화자료로서 결정되는 일련의 적분방정식에 대한 근사해를 얻기 위하여 최소자승법의 개념을 이용한 급수전개법을 사용하였다. 상이한 가중함수 (weighting function)를 사용하므로서 해답에 미치는 영향을 각측정에서 분석 검토하였다. 이방법의 사용에 관련되는 수치계산을 수행하기 위하여 UNIVAC 1106전자계산기를 위한 계산코드를 준비하였다. 본 연구에서 얻은 미분적 고속중성자 스펙트럼은 독립적으로 다군 수송이론에 의하여 얻은 결과와 잘 일치하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제4권1호
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• pp.1-4
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• 1979

중성자(中性子) 수송이론(輸送理論)을 써서 기사용(旣使用) 핵연료(核燃料) 저장조(貯藏槽)에 있는 한 개(個)의 PWR용(用) 핵연료집합체(核燃料集合體)에 대(對)한 유효증배계수(有效增倍係數)($k_{eff}$)를 산출(算出)하였다. 이때 중성자(中性子) 수송방정식(輸送方程式)을 Sn-근이법(近以法)이라고 부르는 각분해법(角分害法)(Discrete ordinates method)으로 풀어서 유효증배계수(有效增倍係數)를 구했으며 이것이 핵임계(核臨界) 안전성(安全性) 결정(決定)이 된다. 본(本) 연구(硏究)에서는 각(角)과 에너지를 각각(各各) 4구간(區間)과 16군(郡)으로 분할(分割)하고 공간구간(空間區間)은 27구간(區間)으로 나누되 상이(相異)한 물질(物質)의 경계면근처(境界面近處)에서 세분(細分)하였다. 이와같은 방법(方法)으로 구한 유효증배계수(有效增倍係數)는 0.6145였는 데 이는 타연구자(他硏究者)가 계산(計算)한 반무한배열(半無限配列) 핵연료집합체(核燃料集合體)에 대한 유효증배계수(有效增倍係數)에 비(比)하여 상당히 낮은 값이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제8권4호
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• pp.209-217
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• 1976

슬레브형로내의 중성자수송에 관한 적분 방정식을 유한요소법으로 기술했다. Hermite 내삽에 의한 1차 및 3차 다항식을 사용하여 얻은 수식으로 글레브형로의 임계치와 Milne 문제의 근사해를 계산하고 해석해와의 비교를 통하여 유한 요소법의 유용성을 논의했다.