• 지능정보연구
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• 제3권2호
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• pp.1-9
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• 1997

본 논푼에서는 경수로 원자력 발전소의 사용 후 핵연료를 중수로의 핵연료로 재사용하기 위해 사용 후 경수로 핵연료의 최적 조합을 찾는데 진화 알고리즘(Evolutionary Algorithm)을 이용하여 해결해 보고자 한다. 진화 알고리즘은 대규모 문제 공간에서 최적화 문제를 해결하는데 적합한 알고리즘이다. 사용 후 경수로 핵연료에는 중수로에서 사용할 수 있는 유용한 원자들을 많이 포함하고 있지만 핵연료 봉마다 그 함량이 다양하고, 중수로 연료가 되기 위한 제약 조건 때문에 최적 조합 전략이 펼요하다. 사용후 핵연료의 조합 문제는 알고리즘 분야에서 대표적인 조합 최적화 문제인 0/1 Knapsack문제와 같이 Non-Polynomial (NP) Complete문제에 해당한다. 이러한 문제를 해결하기 위해셔는 고전적언 전화 알고리즘의 전략에 기반하여 랜덤 연산자를 이용하되 평가 함수 값이 좋은 방향으로만 탐색을 수행하는 방법이 있으나 이것은 탐색의 효율면에셔 좋지 않다. 따라서 본 연구에서는 벡터 연산자를 이용하여 최적의 해를 보다 빨리 얻을 수 있는 휴리스틱을 사용하는 방법을 제안한다. 본 논문에서는 경수로 핵연료 조합 문제 영역의 모든 지식을 벡터화하여 벡터의 연산만으로 가능성 검사, 해를 평가 하는 방법을 소개한다. 또한 벡터 휴리스틱이 고전적인 진화 알고리즘에 비해 어느 정도의 성능을 보이는지 비교한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권5호
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• pp.500-519
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• 2010

AEGIS is a lattice physics code incorporating the latest advances in lattice physics computation, innovative calculation models and efficient numerical algorithms and is mainly used for light water reactor analyses. Though the primary objective of the AEGIS code is the preparation of a cross section set for SCOPE2 that is a three-dimensional pin-by-pin core analysis code, the AEGIS code can handle not only a fuel assembly but also multi-assemblies and a whole core geometry in two-dimensional geometry. The present paper summarizes the major calculation models and part of the verification/validation efforts related to the AEGIS code.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권6호
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• pp.753-758
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• 2013

A new method of calculating sensitivity coefficients of core characteristics relative to infinite-dilution cross sections has been developed. Conventional sensitivity coefficients are evaluated for the changes of effective cross sections which are dependent on individual models of core and cell. Therefore a correction has been derived to the conventional sensitivity coefficients based on the perturbation theory. The accuracy of the present method has been verified by comparing numerical results of sensitivity coefficients with a reference Monte-Carlo method.

• 원자력산업
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• 제34권1호
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• pp.70-82
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• 2014

미국 에너지부는 경수로 지속가능성 프로그램 (LWRS Program) 을 통해 현재 60년인 원자력발전소의 운전 수명 허가 주기를 늘리기 위한 과학적 기반을 연구 개발하고 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.206-206
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 추계학술발표회요약집
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• pp.197-197
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• 1998

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2000년도 추계학술대회 논문집
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• pp.97-102
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• 2000

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.347.1-347
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• 2001

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2001년도 추계학술대회 논문집
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• pp.134-139
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• 2001

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권8호
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• pp.1916-1938
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• 2019

The objective of this paper is to discuss the modeling principles of phenomena governing core degradation/melting and in-vessel melt relocation during severe accidents in light water reactors. The proposed modeling approach has been applied in the development of a new accident simulation package, COMPASS (COre Meltdown Progression Accident Simulation Software). COMPASS can be used either as a stand-alone tool to simulate in-vessel meltdown progression up to and including RPV failure, or as a component of an integrated simulation package being developed in Korea for the APR1400 reactor. Interestingly, since the emphasis in the development of COMPASS modeling framework has been on capturing generic mechanistic aspects of accident progression in light water reactors, several parts of the overall model should be useful for future accident studies of other reactor designs, both PWRs and BWRs. The issues discussed in the paper include the overall structure of the model, the rationale behind the formulation of the governing equations and the associated simplifying assumptions, as well as the methodology used to verify both the physical and numerical consistencies of the overall solver. Furthermore, the results of COMPASS validation against two experimental data sets (CORA and PHEBUS) are shown, as well as of the predicted accident progression at TMI-2 reactor.