연구보고서 및 기타 연구성과

 

 연구실 자체보고서 목록 A

 

 

보고서

보고서 번호

발간일자

1. 소형컴퓨터용 원자로해석 전산코드 패키지의 구축에 관한 연구

NURAD-90-01

1990. 02

2. 동특성에 의거한 원자력발전소 계통의 신뢰도 분석연구와 전산코드 개발

NURAD-91-01

1991. 02

3. 해석적 노달방법의 컴퓨터 코드개발

NURAD-91-02

1991. 02

4. 해석함수전개 노달방법 
Analytic Function Expansion Nodal(AFEN) Method

NURAD-93-01

1993. 07

5. A User's Manual of the AFEN Code Based on Analytic Function Expansion Nodal Method

NURAD-93-02

1993. 10

6. NCC - A Computer Code Based on Nodal Expansion Method with Interface Current Technique

NURAD-93-03

1993. 10

7. 다중격자방법의 기본원리 
Fundamentals of Multigrid Methods

NURAD-94-01

1994. 07

8. 원자로 노심 격자계산을 위한 중성자 수송이론 방법의 검토 
Overview of Transport Methods in Lattice Calculations

NURAD-94-02

1994. 11

9. The AFEN Method for Nuclear Reactor Core Design

NURAD-94-03

1994. 12

10. 핵설계 코드 연습 -실습 교재

NURAD-95-01

1995. 02

11. MOX 장전노심의 핵특성 및 노심장전 특성 연구

NURAD-95-02

1995. 03

12. A User's Manual of the AFEN-3D Code for Two-Group Neutron Diffusion Equations in X-Y-Z Geometry

NURAD-95-03

1995. 11

13. A Rebalance Approach to Nonlinear Iteration for Solving the Neutron Transport Equations

NURAD-95-04

1995. 12

14. A User's Manual of the PRISM Code for Multigroup Neutron Diffusion Equations in Triangular-Z Geometry

NURAD-96-01

1996. 03

15. 방사성핵종 소멸처리와 가속기구동 미임계원자로 - A Critical Review

NURAD-96-02

1996. 10

16. A User's Manual of the SGCM-2D Code for Multi-Group Neutron Diffusion Equations in X-Y Geometry

NURAD-96-03

1996. 11

17. A User's Manual of the AFEN-H3D Code for Multigroup Neutron Diffusion Equations in Hexagonal-Z Geometry

NURAD-96-04

1996. 12

18. 노달 노심계산에서의 연소계산 기법

NURAPT-97-01

1997. 05

19. CRX : 원자로 핵연료집합체계산 전산코드

NURAPT-97-02

1997. 06

20. 고속로 노심의 악티나이드 연소특성

NURAPT-97-03

1997. 07

21. 격자계산을 위한 중성자수송 기본이론과 CRX코드 방법론

NURAPT-97-04

1997. 11

22. A User's Manual of the AFEN-TH Feedback Code System for Core Depletion Calculation in X-Y-Z Geometry

NURAPT-98-01

1998. 07

23. 장반감기 핵종변환을 위한 전소로 및 미임계로의 노심특성 분석

NURAPT-98-02

1998. 08

24. The Method and Current Status of the CRX Lattice Calculation Code

NURAPT-99-01

1999. 11

25. 졸업 동문 세미나 자료집

NURAPT-99-02

1999.12

26. 웨이브렛 이론의 원자력공학 문제에의 응용성연구

NURAPT-00-01

2000. 02

27. 중성자수송방정식 해의 정확성과 양수성을 향상시킨 새로운 고차차분법의 연구

NURAPT-01-01

2001. 03

28. Adjoint 와 Forward Monte Carlo 결합에의한 Monte Carlo 계산 분산감소용 가중치창 생성

NURAPT-01-02

2001. 05

29. Removal of Numerical Singularity in the Transverse-Integrated Analytic Nodal Method via Continued Factoring

NURAPT-01-04

2001. 10

A User’s Manual for the Rectangular Three-Dimensional Diffusion Nodal Code COREDAX - Version 1R

NURAPT-2010-01

2010. 08

Theory Manual for the Rectangular Three-Dimensional Diffusion Nodal Code COREDAX-2 Version 1.0

NURAPT-2010-02

2010. 08

Theory Manual for the Rectangular Three-Dimensional Diffusion Nodal Code COREDAX-2 Version 1.0

NURAPT-2014-01

2014. 04

User’s Manual for the Rectangular Three-Dimensional Diffusion Nodal Code COREDAX-2 Version 1.0

NURAPT-2014-02

2014. 04

 연구실 자체보고서 목록 B

 

1. A Comparison of Coarse Mesh Rebalance (CMR) and Coarse Mesh Finite Difference (CMFD) Acceleration Methods for the Neutron Transport Calculation

( Keywords : Transport Calculations, Iteration, Acceleration, Convergence Analysis, CMR, CMFD, pCMFD )

 

2. HEATON - A Monte Carlo Code for Thermal Analysis of Fuel Element with Randomly Dispersed TRISO Particles 

 

 

 학사과정 개별연구 보고서 목록

 

 

성 명

보고서명

발간일자

박 건우

비선형 BWR 모델의 안정성 분석에 관한 연구

1992. 2

이 기만

Application of Wavefront Elimination Method to Reactor Physics Problems

1993. 2

박 정환

A Study on Parallel Algorithms for Solving the Neutron Diffusion Equation

1994. 8

김면수

MCFDM: A Computer Program Based on Mesh-Corner Scheme Finite Difference Method for Neutron Diffusion Equation

1998. 8

 

 

특허 출원 및 등록

 

 

특허출원명

출원번호

출원일자

조남진, 박정환;보론중성자포획 암치료를 위한 다각형 원자로

특허등록
제 241231호

1999.11.2

조남진, 조창근, 김용희;흑연이 삽입된 혼합핵연료봉 및 이것을 이용한 핵연료집합체

특허등록
제 291955호

2001.3.19

Cho, N.Z., Jo, C.K., and Kim, Y.H.;Nuclear Fuel Rod of Uranium-Plutonium Mixed-Oxide with a Graphite Filling

특허출원(미국)
09/260,424

1999.3

조남진, 한은영; 판형 핵연료를 이용한 저출력 보론 중성자포획 암치료용 원자로,

 특허등록

 제 0366208호

2002.12.12

조남진, 윤성환, Yu Hui, 초고온가스냉각로용 shell-fuel pebble 핵연료

특허등록 제 10-0756440

2007.8.31

 

 

컴퓨터 프로그램 등록

 

 

프로그램명

등록번호

등록일자

  AFEN-H

94-01-12-4625

1994. 12. 19

  AFEN

94-01-12-4626

1994. 12. 19

  AFEN-3D

95-01-12-1162

1995. 5. 19

  AFEN-HMG

96-01-12-5599

1996. 10. 25

  PRISM

96-01-12-5600

1996. 10. 25

  AFEN-H3D

97-01-12-0526

1997. 2. 18

  CRX

97-01-12-5525

1997. 11. 24

  REC-MGD

97-01-12-5526

1997. 11. 24

  CRX-P

2000-01-12-410

2000. 1. 28

  CRX-W

2000-01-12-411

2000. 1. 28

  CDP

2000-01-12-412

2000. 1. 28

  ADVENTURE

 2000-01-12-531

2000. 2. 2

  BFP-DOM

 2001-01-12-1693

2001. 3. 17

  SUPERTRAN

 2002-01-12-1892

2002.

  LMB-2D

 2002-01-12-1893

2002.

  CRX-F

 2002-01-12-1894

2002.

  CRX-D

2004-01-12-2196

2004.

  RADIANT

2004-01-12-2197

2004.

  SUPER-CELL

2004-01-12-2198

2004.

  COREDAX

2005-01-123-008549

2005.

  CUTREE Code Package

2006-01-123-007247

2005.

 

 

저 서

 

1. 박봉열, 조남진 외 공저, 이론물리학의 제문제, 교문사, 1991.

2. 조남진 외 공저, 원자로물리 특강, 현진사, 1993.

3. 조남진, 홍서기 저, 중성자수송이론:전산알고리듬 및 응용, 청문각, 2000

4. 조남진 편저, Neutron and Radiation Transport Simulation : Theory and Applications, KAIST, 2001.

5. 조남진 편저, Nuclear Data Measurement, Evaluation, and Processing, KAIST, 2002.

 

6. 조남진 편저, Neutron Transport and Reactor Physics Methods for Next Generation Reactor Design, CD-ROM, KAIST, 2005