졸업생 학위논문


박사학위논문

 

 

졸업생

학위논문명

졸업년월

이종태

비균질성이 강한 연구용 원자로 해석을 위한 쎌 균질화 방법
A Cell-Homogenization Method for Strongly Heterogeneous Research Reactors

1991. 2

박영호

옵저버 제어이론에 입각한 공간의존성 원자로심의 추정과 제어
Estimation and Control of Space-Dependent Reactor Cores via Observer-Based Control Theory

1992. 2

양채용

원자로 노심의 비선형 안정영역 해석
Nonlinear Stability Analysis of Nuclear Reactors - Expansion Methods for Stability Domains

1992. 8

박문규

모델의 불확실성을 고려한 원자로의 Robust 비선형 제어
Robust Nonlinear Control of Nuclear Reactors Under Model Uncertainty

1993. 8

정우식

최적화 방법에 의한 원자력 발전소 안전계통의 성능기준 설정
Determination of Performance Criteria of Safety Systems in a Nuclear Power Plant via Simulated Annealing Optimization Method

1993. 8

김학노

중성자 확산 노달 이론을 위한 Global/Local 반복 균질화 방법
Global/Local Iterative Homogenization Methods for Neutron Diffusion Nodal Theory

1994. 2

김용희

원자로 노심해석을 위한 영역분할 병렬알고리즘의 개발
Parallel Algorithms for Nuclear Reactor Analysis via Domain Decomposition Method

1995. 2

노재만

원자로 노심설계를 위한 해석함수전개 노달방법
Analytic Function Expansion Nodal Method for Nuclear Reactor Core Design

1995. 8

김태형

비정방형 핵연료집합체 노심해석을 위한 Source Projection 노달 SN 방법
Source Projection Analytic Nodal SN Method for Analysis of Non-Rectangular Assembly Cores

1996. 8

송재승

동력로 시뮬레이션에서의 지논진동을 위한 해석적 초기화 방법
Analytic Initialization Method for Xenon Oscillation in Power Reactor Simulation

1998. 8

홍서기

중성자 수송방정식을 풀기 위한 방향의존 재균형방법
Angular Dependent Rebalance Method for Solving the Neutron Transport Equation

1999. 2

최영성

원자력에너지에 대한 사회적 위험판단에 관한 연구 (위험판단 모델 개발을 중심으로)
A Study on the Social Risk-Judgment for Nuclear Energy (Development of the Risk-Judgement Model)

1999. 2

문갑석

2-노드 해석함수전개 노달방법론을 위한 소격격자 비선형 가속기법
A Fast Converging CMFD Nonlinear Iteration Scheme for Two-Node Analytic Function Expansion Nodal Methodology

2000.2

김형헌

불규칙한 핵연료 집합체를 위한 등가관계식과 몬테카를로 기법으로 계산한 Grey Dancoeff 인자
An Equivalence Relation and Grey Dancoff Factor Calculated by Monte Carlo Method for Irregular Fuel Assemblies

2000.2

김상지

소듐기화반응도 저감을 위한 Pan형 초우라늄원소 연소로 노심 설계

Design of a Pan-Shape Transuranic Burner Core with Low Sodium Void Reactivity

2001.2

정창준

CANDU 원자로의 출력 Mapping 및 최적화 이론을 이용한 핵연료 관리 방법

Fuel Management Method Using Power Mapping and Optimization Theory for CANDU Reactors

2001.2

조창근

가압경수로 전노심 장전을 위한 흑연이 삽입된 혼합핵연료봉 설계

Graphite - Filled Mox Fuel Design for Fully Loaded PWR Cores

2001.8

박창제

중성자 확산 및 수송방정식의 해를 위한 고차차분법

Higher-Order Difference Methods for the Solutions of Neutron Diffusion and Transport Equations

2001.8

박건우

p-Version 유한요소법 을 이용한 중성자 확산 방정식의 계산

The p-Version of the Finite Element Method for the Solution of Neutron Diffusion Equations

2002.2

김도삼

공간의존 궤환효과가 포함된 원자로의 동특성 계산을 위한 해석함수 전개 노달 방법에서의 분해 해법

A Solution Decomposition Approach to Reator Kinetics Calculation Under Space-Dependent Feedbacks in the Analytic Function Expasion Nodal Method

2002.2

우승웅

횡방향경사 기저함수 경계면 중성자속 모맨트를 이용한 해석함수전개노달방법의 개선

Refinement of Analytic Function Expansion Nodal Method with Transverse Gradient Basis Functions and Interface Flux Moments

2002.2

지성구

원전의 부하추종 운전을 위한 지논 제어에 적용된 H 제어이론

H Control Theory Applied to Xenon Control for Load Follow Operation of A Nuclear Reactor

2002.2

박영룡

중성자수송계산을 위한 소격격자방향의존재균형 가속기법 연구

Acceleration of neutron transport calculations via coarse-mesh angular dependent rebalance

2005.8

이길수

3차원 전노심 비균질 중성자 수송계산을 위한 2-D/1-D 퓨전방법 개발

Development of 2-D/1-D fusion method for three-dimensional whole-core heterogeneous neutron transport calculations

2006.2

최종수

최소단절집합에 기반한 고장수목분석에서의 절삭오차 정량화

Quantification of truncation errors in minimal cut set-based fault tree analysis

2006.8

김종운

Non-Negative 산란단면적 생산을 위한 결정론적 방법에 대한 연구

Investigation of Deterministic Methods for Generating Non-Negative Scattering Cross Sections

2008.2

 

석사학위논문

 

 

졸업생

학위논문명

졸업년월

양채용

반응도 피이드백을 고려한 원자로 내의 출력분포의 다중성에 관한 연구
Investigation of Multiplicity of Power Distributions in a Nuclear Reactor Under Reactivity Feedback Effects

1988. 2

정훈영

노달 계산결과로부터 원자로심내의 출력분포 재생을 위한 방법
The Reconstruction of Pointwise Power Distributions in a Light Water Reactor Core from Coarse-Mesh Nodal Calculations

1988. 2

성송기

신뢰도와 리스크 모델에 의거한 원자력 발전소의 중간층 성능 기준의 설정
Determination of Intermediate-Level Performance Criteria for a Nuclear Power Plant Based on Reliability and Risk Models

1988. 2

정우식

대기안전계통의 세가지 시험보수 정책에 대한 세마이-마코프 신뢰도 분석
Semi-Markov Reliability Analysis of Three Test/Repair Polices in a Standby Safety System

1989. 2

나원준

노달 계산결과로부터 원자로심내의 중성자속분포 재생을 위한 방법 - 정보이론적인 접근
An Information-Theoretic Approach to the Reconstruction of Pointwise Flux Distribution in Nodal Calculations

1989. 2

이광남

교대운전계통의 세마이-마코프 신뢰도분석
A Semi-Markovian Approach to Reliability Analysis of the Alternating System

1989. 2

우해석

옵저버 설계를 이용한 원자로 지논농도의 최적제어
Optimal Control of Xenon Concentration in a Nuclear Reactor via Observer Design

1989. 2

최종수

고장수목의 불확실성 분석을 위한 분산 감소 방법
Variance Reduction Techniques for Uncertainty Analysis of Fault Trees

1990. 2

이여종

해석적 관계식에 의한 핵 붕괴열의 계산
Summation Calculation of the Nuclear Decay Heat by Analytic Relations 

1990. 2

김용희

노달방법에서 발생하는 제어봉커스핑 문제의 연구
An Investigation of the Control Rod Cusping Problem in Nodal Methods

1990. 2

장도익

액티나이드 핵종계산을 위한 해석적방법
An Analytic Relations Method for the Calculation of Actinides Concentrations

1991. 2

박병현

공통 원인 고장 분석을 위한 컴퓨터 코드 개발
Development of a Computer Code for Common Cause Failure Analysis

1991. 2

안준기

수반 중성자속을 이용한 노외 핵계측기의 공간 가중 함수 산출
Generation of Spatial Weighting Functions for Ex-Core Detectors Using Adjoint Flux

1992. 2

김태형

노달계산결과로부터 원자로심내의 중성자속분포 재생을 위한 방법 : 미니멈 크로스 엔트로피 원리
The Reconstruction of Pointwise Neutron Flux Distribution via Minimum Cross-Entropy Method 

1992. 2

조영철

원자로 동역학에 아도미안 분해법의 응용
Adomian's Decomposition Method Applied to the Reactor Kinetics

1992. 2

김동수

몬테칼로 방법을 이용한 원통형 관통부의 감마선 스트리밍 커널의 산출
Generation of Gamma-Ray Streaming Kernels Through Cylindrical Ducts via Monte Carlo Method

1992. 2

송재승

원자로 핵연료다발 계산의 중성자 수송 병렬처리
Parallel Processing of Neutron Transport in Fuel Assembly Calculation

1992. 2

이경백

캔두형 원자로 노심의 비선형 안정영역 해석
Nonlinear Stability Analysis of a CANDU Reactor

1993. 2

조창근

Non-Zero Net Current 경계조건을 가지는 핵연료 집합체의 중성자 수송계산
Neutron Transport Assembly Calculation with Non-zero Net Current Boundary Condition

1993. 8

김상현

시간종속 중성자 수송방정식을 위한 유한모멘트 해법
Finite Moments Approach to the Time-Dependent Neutron Transport Equation

1994. 2

홍서기

방사선 수송 문제를 위한 Streaming Rays 방법의 연구
An Investigation of the Method of Streaming Rays for Radiation Transport Problems

1994. 2

고덕준

감마선방출핵종 분석시스템의 최적설계를 위한 상대질량 분해능 기법
Relative Mass Resolution Technique for Optimum Design of a Gamma Nondestructive Assay System

1995. 2

박건우

파형완화법을 이용한 원자로 동역학의 계산
Waveform Relaxation Method for Reactor Dynamics

1995. 2

박창제

중성자 확산방정식의 해를 위한 Wavelet 이론
Wavelet Theory for Solution of the Neutron Diffusion Equation

1995. 2

김용배

감속이 증진된 혼합산화물 연료 100% 장전 원자로 노심의 타당성 연구
Feasibility Study of a Moderation-Enhanced Reactor Core Loaded 100% with MOX Fuel

1996. 2

김도삼

연소경사가 일어난 핵연료집합체 노심을 위한 수정 해석함수전개 노달방법
AFEN-Polynomial Correction Model for Reactor with Fuel Assemblies Under Burnup Gradient

1996. 2

박정환

보론 중성자 포획 암치료를 위한 고품질 중성자빔 발생 의학용 원자로 설계
Design of Medical Reactor Generating High Quality Neutron Beams for 
Boron Neutron Capture Therapy

1997. 2

이상훈

역 방사선 수송 문제 해를 위한 Hopfield형 인공신경망
A Hopfield-Like Artificial Neural Network for Solving Inverse Radiation
Transport Problems

1997. 2

이경택

Seed-Blanket 핵연료집합체 구조를 갖는 토륨장전 원자로의 설계 및 평가
Design and Evaluation of a Thorium Fueled Reactor with Seed-Blanket Assembly Configuration

1998. 2

 서철교

하나로 핵연료다발 감마스캐닝으로 핵연료봉 출력분포 측정
Reconstruction of the Pin Power Distribution from the HANARO Fuel Assembly Gamma Scanning

1999. 2

 박영룡

웨이블렛 변환을 이용한 원자력 발전소 신호의 온라인 압축 및 재생
Online Compression and Reconstruction of Nuclear Power Plant Signals Using Wavelet Transform

1999. 2

 유호규

Forward와 Adjoint 중간지점 결합에 의한 몬테칼로방법의 방사선 수송계산에서의 응용
Application of Monte Carlo Method with Forward and Adjoint Midway Coupling to Radiation Transport Calculation

 1999. 2

이길수

중성자 수송이론에서의 Chracteristics 방법에 대한 병렬계산 및 소격격자 재균형 가속
Parallelization and Coarse Mesh Rebalance Acceleration of the Method of Characteristics in Neutron Transport Theory

2000.2

한은영

판형 핵연료를 이용한 저출력 BNCT 의학용 원자로 설계
Design of a Plate Type Fuel Based-Low Power Medical Reactor for Boron Neutron Capture Therapy

2000.2

김선두

원자로의 경제적 운정을 위한 핵연료 특성의 최적화

Optimization of Fuel Features for Economical Operation of Nuclear Power Plants

2001.2

문장은

Chebyshev 의 균등가중치 적분법과 경계요소법을 이용한 중성자 확산방정식 계산

Boundary Element Method for Neutron Diffusion Equation with Chebyshev's Equal Weight Integration Formula

2001.2

이성복

다군 2차원 중성자 확산방정식에 대한 소격군 재균형가속의 안정성 분석

Stability Analysis of Coarse Group Rebalance Acceleration for Multigroup Two-Dimensional Diffusion Equations

2001.2

최윤근

Boltzman-Fokker-Planck 중성자 수송방정식에서 셀재균형을 이용한 음중성자속 보정방법의 고찰

Improved Negative Fixup with Cell Rebalance for Boltzman-Fokker-Planck Transport Equation

2001.2

김종운

외삽 지수함수와 RMS 에러를 사용한 BFP Equation의 등방성,이방성 산란 단면적 생산

Generation of Isotropic and Anisotropic Scattering Cross Sections for Boltzmann-Fokker-Planck Equation via Extrapolation Exponential Function and Minimized RMS Errors

2002.2

정대한

무한매질 Green's Function을 이용한 Fission Source를 가진 선형이방성 분산다군 수송방정식의 해석적 해 유도 및 분석

A Spectral Analytic Discrete-Ordinates Transport Method Based on Infinite Medium Green's Function in Linearly Anisotropic Scattering, Multiplying Fission Source Problems

2002.2

김형일

시간 의존적인 비선형 복사전달 문제를 풀기 위한 몬테칼로 방법연구

Investigation of Monte Carlo Methods for Time-Dependent Nonlinear Radiative Transfer Problems

2003.2

이재준

해석함수전개노달 (AFEN) 방법을 이용한 3차원 육각형 원자로노심 동특성해석 코드 개발

Developement of a Kinetics Code in Three-Dimensional Hexagonal Geometry Based on Analytic Function Expansion Nodal (AFEN) Method

2004.2

윤성환

시간 의존적 비선형 3차원 비균질 복사전달 문제를 위한 SMC 방법론

Semi-analog monte carlo (SMC) method for time-dependent non-linear three-dimensional heterogeneous radiative transfer problems  

2004.2

이명희

중성자 수송방정식의 몬테칼로 해를 위한 공간분할 확산/수송 합성법

Diffusion/transport hybrd discrete method for Monte Carlo solution of the neutron transport equation 

2005.2

Yu Hui

고온가스로 핵연료요소체내 입자연료들의 미세격자 통계적 모델링

Fine lattice stochastic modeling of particle fuels in HTGR fuel elements

2005.8

Hong Qian

분자동역학 시뮬레이션을 통한 핵연료 열물리적특성 연구

Molecular Dynamics Simulation of Thermomechanical Properties of Nulcear Fuel

2005.8

이주희

해석함수전개노달 (AFEN) 방법을 이용한 3차원 원통형 원자로노심 해석 코드 개발

Developement of a Code in Three-Dimensional Cylindrical Geometry Based on Analytic Functin Expansion Nodal (AFEN) Method

2006.2

김옥주

웨이브렛을 통한 원자로 상태 감시와 특이점 감지 및 몬테칼로 계산에서의 엔트로피 이용

Reactor Condition Monitoring and Singularity Detection via Wavelet and Use of Entropy in Monte Carlo Calculation

2007.2

Shentu Jun

몬테칼로 방법에 기반한 복잡한 구조를 갖는 열전달 문제의 해를 위한 연구

A New Approach to Solving Heat Conduction Problems with Complicated Geometry Based on a Monte Carlo Method

2007.2

 

학사학위논문

 

 

졸업생

학위논문명

졸업년월

박건우

옵저버 이론에 의한 비선형 원자로의 Robust 제어
Robust Nonlinear Observer-Controller Synthesis for a Nuclear Reactor

1993. 2

이강현

원자로 노심해석을 위한 다중격자방법에 관한 연구 
A Multigrid Algorithm for the Analysis of Nuclear Reactors

1997. 2

유호규

GMRES를 이용한 원자로 노심해석에 관한 연구 
A Study of Using GMRES for Nuclear Reactor Analysis

1997. 2

한영태

육각형 노심 해석을 위한 다중격자방법에 관한 연구
A Multigrid Algorithm for the Analysis of Hexagonal Nuclear Reactor

1998. 2 

김면수

3차원 다군 중성자 확산 방정식을 위한 병렬 전산 코드 개발
Development of a Parrallel Computer Code for Three-Dimensional Multigroup Neutron Diffusion Equation

2000.2

윤성환

각 분할 방법을 이용한 3차원 중성자 수송계산 코드 SUPERTRAN 개발
 Delvopment of a Three-Dimensional Neutron Transport Code SUPERTRAN With Discrete Ordinates Method

2002.8

곽재식

안정화 쌍공액구 배법의 중성자 확산방적식 풀이 적용
 Bi-Conjugate Gradient Stabilized Method Apllied to the Solution of Neutron Diffusion Equation

2002.6

하창훈

1차원 중성자 수송문제를 위한 불연속 선형 및 2차 차분화 방법에 관한 연구
 Investigation of Linear and Quadratic Discontinuous Discretization Schemes for One-Dimensional Neutron Transport Problems

2003.2