• 한국수자원학회논문집
• /
• 제45권4호
• /
• pp.383-391
• /
• 2012

본 연구는 다기준 의사결정 문제에서 항상 발생하는 가중치와 대안들의 평가치에 대한 불확실성을 최소화하기 위해 민감도 분석을 수행하는 절차를 제시하였다. 제기되는 가중치에 대한 불확실성을 극복하기 위해 일반적으로 순위가 뒤바뀔 수 있는 가장 민감한 평가기준의 결정과 대안의 효과 측정자료의 결정이 있다. 본 연구는 유량확보와 수질개선을 위한 수자원 계획수립을 위해가중합계법을 이용한 문제에 두 경우의 민감도분석을 모두수행하였다. 이 과정에서 결정계수와 민감도 계수를 산정하여 이용하였다. 본 연구에서 제시한 민감도 분석 과정은 향후 수자원 계획 수립에 폭넓게 활용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권6호
• /
• pp.2288-2297
• /
• 2023

Current designs of both large reactor units and small modular reactors utilize a nuclear fuel with increasing enrichment. This increasing demand for better nuclear fuel utilization is a challenge for nuclear fuel handling facilities. The operation with higher enriched fuels leads to reduced reserves to legislative and safety criticality limits of spent fuel transport, storage and final disposal facilities. Design changes in these facilities are restricted due to a boron content in steel and aluminum alloys that are limited by rolling, extrusion, welding and other manufacturing processes. One possible solution for spent fuel pools and casks is the burnup credit method that allows decreasing very high safety margins associated with the fresh fuel assumption in spent fuel facilities. This solution can be supplemented or replaced by an alternative solution based on placing the neutron absorber material directly into the fuel assembly, where its efficiency is higher than between fuel assemblies. A neutron absorber permanently fixed in guide tubes decreases system reactivity more efficiently than absorber sheets between the fuel assemblies. The paper summarizes possibilities of fixed neutron absorbers for various nuclear fuel and fuel handling facilities. Moreover, an absorber material was optimized to propose alternative options to boron. Multiple effective absorbers that do not require steel or aluminum alloy compatibility are discussed because fixed absorbers are placed inside zirconium or steel cladding.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.467-472
• /
• 1996

This study discusses special aspects of severe accident related recriticality modeling and analysis in the Advanced Neutron Source (ANS) reactor.$^{1, 2)}$ The analytical comparison of three elements core to former two elements case is conducted including evaluation of suitable nuclear cross-section sets to account for the effects of system configulation, fuel and moderator mixture temperature, material dispersion and the other thermal-hydraulics. Three elements core ANS reactor is the alternative core design which was proposed as a modified core design, with three fuel elements instead of two, that would allow operation with only 50% enriched uranium (former uranium fuel is the baseline design value of 93%) A comprehensive test matrix of calculations to evaluate the threat of a criticality event in the ANS is described. Strong dependencies still on geometry, material constituents, and thermal-hydraulic conditions are verified. Therefore, the concepts of mitigative design features are qualified.d.

• 한국콘텐츠학회논문지
• /
• 제8권7호
• /
• pp.66-74
• /
• 2008

소프트웨어 개발 프로세스의 초기 단계에서 결함경향성이 많은 모듈들을 예측하는 위험도 예측 모델은 프로젝트 자원할당에 도움을 주어 전체 시스템의 품질을 개선시키는 역할을 한다. 설계 복잡도 메트릭에 기반을 둔 여러 예측 모델들이 제안 되었지만 대부분 훈련 데이터 집합을 필요로 하는 모델들이었고 훈련 데이터 집합을 보유하고 있지 않은 대부분의 개발 집단들은 이들을 사용할 수 없다는 문제점이 있었다. 본 논문에서는 잘 알려진 감독형 학습 모델인 오류 역전파 신경망 모델에 SDL 시스템 명세를 정량화하여 적용한 예측 모델을 개발하였으며, 기존 학습 모델들의 문제점을 해결하기 위해 이 모델을 여러 제약조건을 가지고 만든 가상 훈련데이터집합으로 학습시켰다. 제안 모델의 사용가능성을 알아보기 위해 몇가지 모의실험을 수행 하였으며, 그 결과 제안 모델이 훈련 데이터 집합이 없는 개발 집단에서는 실제 데이터로 훈련된 예측 모델의 대안으로 사용될 수 있음을 보였다.