• Communications for Statistical Applications and Methods
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• 제15권2호
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• pp.255-264
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• 2008

공변량 값이 주어졌을 때 반응변수의 값을 예측하는 데에는 평균제곱오차를 최소로 하는 것을 고려하는 것이 보통이지만, 최근 Park과 Shin (2005), Jones 등 (2007) 등에서 평균제곱오차대신 평균제곱상대오차에 기반한 예측을 연구한바 있다. 이 논문에서는 Jones 등 (2007)의 방법을 대체할 새로운 비모수적 예측법을 제안하고, 제안된 방법의 유효성을 뒷받침하는 간단한 모의실험 결과를 제공한다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2006년도 에너지.가스.기후변화학회 연합춘계학술대회 및 특별심포지움
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• pp.390-395
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• 2006

• 에너지공학
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• 제17권1호
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• pp.23-30
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• 2008

용융염 원자로는 고체핵연료를 사용하는 고전 원자로와는 달리 유동성을 갖는 액체핵연료를 장전하여 운전한다. 기존 동특성 코드는 핵연료의 유동으로 인한 동적 노물리 특성 영향을 고려하지 않기 때문에 용융염 원자로의 동특성 및 안전해석에 사용할 경우 신뢰성을 보장할 수 없다. 지금까지는 핵연료의 유동을 고려한 1점 동특성방정식을 이용하여 제한적으로 시스템안정성분석을 수행해 왔으나 이 경우 상세한 노심구조에서의 핵연료 및 중성자 거동에 대한 공간 종속성을 평가할 수 없다. 그러므로 핵연료의 유동 특성이 고려된 다차원 동특성 모델을 해석할 수 있는 컴퓨터 코드 개발이 필요하다. 본 논문은 용융염 원자로의 공간종속 중성자 동특성 해석을 위한 2군, 2차원 코드인 AMBIKIN2D의 개발 및 이에 수반하는 검증연구의 일환으로서 MSRE의 안정성실증실험을 모사하였다. 또한 비교 대상으로는 ORNL에서 개발한 Lumped parameter 방법을 사용한 일점 동특성 방정식에 의한 계산 결과를 포함하여 AMBIKIN2D의 정확성을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권2호
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• pp.455-465
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• 2021

The Molten Salt Reactor (MSR), one of the six advanced reactor types of the 4th generation nuclear energy systems, has many impressive features including economic advantages, inherent safety and nuclear non-proliferation. This paper introduces a system analysis code named TREND, which is developed and used for the steady and transient simulation of MSRs. The TREND code calculates the distributions of pressure, velocity and temperature of single-phase flows by solving the conservation equations of mass, momentum and energy, along with a fluid state equation. Heat structures coupled with the fluid dynamics model is sufficient to meet the demands of modeling MSR system-level thermal-hydraulics. The core power is based on the point reactor neutron kinetics model calculated by the typical Runge-Kutta method. An incremental PID controller is inserted to adjust the operation behaviors. The verification and validation of the TREND code have been carried out in two aspects: detailed code-to-code comparison with established thermal-hydraulic system codes such as RELAP5, and validation with the experimental data from MSRE and the CIET facility (the University of California, Berkeley's Compact Integral Effects Test facility).The results indicate that TREND can be used in analyzing the transient behaviors of MSRs and will be improved by validating with more experimental results with the support of SINAP.