SNUEI

심형진 Shim, Hyung Jin

참여교수공과대학 원자핵공학과

41논문(2014~)
30SCI급
30제1·교신
241피인용
4논문 지원 과제
목차 한눈에요약연구주제·궤적AI 프로필·과제 동향정책 연계논문 지원 과제연구단 협업융합 후보대표 논문

한눈에 보기

관심 분야

몬테카를로 고유치 계산과 McCARD 코드 개발 핵자료 민감도·불확실성과 반응도계수 시간의존 중성자수송과 미임계계통 동특성 원자로 노심 설계와 응용 해석

가압경수로 노심 5 핵자료 불확도 5 몬테카를로 고유치 계산 4 교토대학 임계집합체(KUCA) 4 연소도 해석 3 몬테카를로 중성자 수송 코드 3 반응도 계수 3 시간의존 중성자 수송 3 research reactor core design 2 real variance estimation 2 few group constant generation 2 isothermal temperature coefficient 2 accelerator driven system 2 prompt neutron decay constant 2 subcritical system 2

주요 방법론

몬테카를로 시뮬레이션 22 민감도 분석 5 섭동 이론 4 불확실성 정량화 3 기계학습 2 통합 수송 모델링 1 neutronics analysis 1 radioanalytical measurement 1 다중물리 시뮬레이션 1

연속에너지 몬테카를로 중성자수송 계산(McCARD)을 기반으로 섭동이론과 수반가중 탤리를 이용한 민감도·불확실성 분석, 시간의존 몬테카를로 시뮬레이션을 수행한다. 최근에는 GPU 가속과 합성곱 신경망 기반 예측, 다중물리 노심 해석 코드 검증도 활용한다.

NTIS 표준분류

에너지/자원만에너지·환경·원자력 확장

배정된 논문 수: 원자로 노심 기술 7
지원 과제 기준 논문 수: 원자로 노심 기술 2

논문 전체 SCI급 30편 · 최신순

30편
연도논문연구 키워드방법피인용
2026Energy spectrum assessment of ion beam induced neutrons estimated by Monte Carlo codes for nuclear data production system at RAON
Nuclear Engineering and Technology
accelerator based neutron source ion beam induced neutron neutron energy spectrum몬테카를로 시뮬레이션0
2025Verification of the nTRACER/CTF code system for full core high resolution cycle analysis with the OECD/NEA TVA Watts Bar Unit 1 benchmark
Annals of Nuclear Energy
core cycle analysis 가압경수로 노심 watts bar unit 1 benchmark다중물리 시뮬레이션7
2024Development of a GPU-enhanced time-dependent Monte Carlo neutron transport version of McCARD
EPJ Nuclear Sciences & Technologies
gpu acceleration 몬테카를로 중성자 수송 코드 시간의존 중성자 수송몬테카를로 시뮬레이션6
2024Discrimination of dicentric chromosome from radiation exposure patient data using a pretrained deep learning model
Nuclear Engineering and Technology
dicentric chromosome assay radiation biodosimetry기계학습5
2024Evaluation of tritium production capability of the 5 MWe gas-cooled graphite-moderated reactor at Yongbyon using tritium-producing burnable absorber rods
Nuclear Engineering and Technology
연소도 해석 graphite moderated gas cooled reactor tritium producing burnable absorber rod tritium production2
2024Evaluation of the impact of plasma operation scenarios on the fusion reactor blanket design using an integrated numerical plasma and neutronics analysis suite
Fusion Engineering and Design
fusion blanket fusion reactor blanket plasma operation scenario 토카막 운전 시나리오통합 수송 모델링 neutronics analysis1
2024Kinetics Parameters Estimation for the Coupled Neutron-Photon Point Kinetics Model in Monte Carlo Eigenvalue Calculations
Nuclear Science and Engineering
coupled neutron photon kinetics delayed photoneutron point kinetics parameter몬테카를로 시뮬레이션1
2024Design of open-tank-in-pool-type educational critical assemblies using UO2 and U-7Mo fuels
Annals of Nuclear Energy
educational critical assembly research reactor core design uranium molybdenum fuel민감도 분석0
2023Advances for the time-dependent Monte Carlo neutron transport analysis in McCARD
Nuclear Engineering and Technology
몬테카를로 중성자 수송 코드 pulsed neutron source experiment 시간의존 중성자 수송 weight window몬테카를로 시뮬레이션12
2023Development of deep convolutional neural network for prediction of cycle maximum pin power peaking factor in pressurized water reactor
Annals of Nuclear Energy
pin power peaking factor 가압경수로 노심기계학습8
2023Comparison of BANDI-60 core designs using Pyrex burnable absorber and annular fuel embedding gadolinia wire
Annals of Nuclear Energy
burnable absorber gadolinia annular fuel 가압경수로 노심5
2023Sensitivity of a control rod worth estimate to neutron detector position by time-dependent Monte Carlo simulations of the rod drop experiment
Nuclear Engineering and Technology
control rod worth 교토대학 임계집합체(KUCA) neutron detector position rod drop experiment몬테카를로 시뮬레이션1
2022Monte Carlo Sensitivity Analyses of Isothermal Temperature Coefficient in Solid-Moderated and Solid-Reflected Cores at Kyoto University Critical Assembly
Annals of Nuclear Energy
isothermal temperature coefficient 교토대학 임계집합체(KUCA) solid moderated core몬테카를로 시뮬레이션 민감도 분석1
2019Estimation of kinetics parameters by Monte Carlo fixed-source calculations for point kinetic analysis of accelerator-driven system
Journal of Nuclear Science and Technology
accelerator driven system 교토대학 임계집합체(KUCA) point kinetics parameter subcritical system몬테카를로 시뮬레이션5
2019Quantification of inhaled aerosol particles composed of toxic disinfectant by using radioanalytical method
Nuclear Medicine and Biology
inhaled aerosol deposition radiotracer quantification toxic disinfectant aerosolradioanalytical measurement0
2018Monte Carlo burnup and its uncertainty propagation analyses for VERA depletion benchmarks by McCARD
Nuclear Engineering and Technology
연소도 해석 핵자료 불확도 vera depletion benchmark몬테카를로 시뮬레이션 불확실성 정량화15
2018Sensitivity and uncertainty analysis of nuclear reactor reactivity coefficients by Monte Carlo second-order perturbation method
Annals of Nuclear Energy
핵자료 불확도 반응도 계수 second order perturbation몬테카를로 시뮬레이션 섭동 이론 민감도 분석3
2018Determination of an Effective Detector Position for Pulsed-Neutron-Source Alpha Measurement by Time-Dependent Monte Carlo Neutron Transport Simulations
Science and Technology of Nuclear Installations
lead bismuth cooled fast reactor neutron detector position prompt neutron decay constant pulsed neutron source experiment몬테카를로 시뮬레이션3
2017Dynamic Monte Carlo transient analysis for the Organization for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency (OECD/NEA) C5G7-TD benchmark
Nuclear Engineering and Technology
c5g7 td benchmark delayed neutron precursor reactor transient analysis 시간의존 중성자 수송몬테카를로 시뮬레이션35
2017Development of Generalized Perturbation Theory Algorithms for Monte Carlo Eigenvalue Calculations
Nuclear Science and Engineering
generalized perturbation theory 몬테카를로 고유치 계산 핵자료 불확도몬테카를로 시뮬레이션 섭동 이론 민감도 분석20
2017Monte Carlo Sensitivity and Uncertainty Analysis with Continuous-Energy Covariance Data
Nuclear Science and Engineering
continuous energy covariance data 핵자료 불확도몬테카를로 시뮬레이션 민감도 분석 불확실성 정량화6
2016Memory-efficient calculations of adjoint-weighted tallies by the Monte Carlo Wielandt method
Annals of Nuclear Energy
adjoint weighted tally 몬테카를로 고유치 계산 wielandt method몬테카를로 시뮬레이션21
2015Real variance analysis of Monte Carlo eigenvalue calculation by McCARD for BEAVRS benchmark
Annals of Nuclear Energy
beavrs benchmark 몬테카를로 고유치 계산 real variance estimation몬테카를로 시뮬레이션17
2015Monte Carlo Alpha Iteration Algorithm for a Subcritical System Analysis
Science and Technology of Nuclear Installations
accelerator driven system alpha eigenvalue calculation prompt neutron decay constant subcritical system몬테카를로 시뮬레이션15
2015Monte Carlo Few-Group Constant Generation for CANDU 6 Core Analysis
Science and Technology of Nuclear Installations
few group constant generation pressurized heavy water reactor core몬테카를로 시뮬레이션12
2015Monte Carlo Perturbation Analysis of Isothermal Temperature Reactivity Coefficient in Kyoto University Critical Assembly
Nuclear Technology
isothermal temperature coefficient 교토대학 임계집합체(KUCA) 반응도 계수몬테카를로 시뮬레이션 섭동 이론5
2014Real Variance Estimation by Grouping Histories in Monte Carlo Eigenvalue Calculations
Nuclear Science and Engineering
fission source correlation 몬테카를로 고유치 계산 real variance estimation몬테카를로 시뮬레이션13
2014Monte Carlo Fuel Temperature Coefficient Estimation by an Adjoint-Weighted Correlated Sampling Method
Nuclear Science and Engineering
fuel temperature coefficient 가압경수로 노심 반응도 계수몬테카를로 시뮬레이션 섭동 이론9
2014McCARD for neutronics design and analysis of research reactor cores
Annals of Nuclear Energy
연소도 해석 몬테카를로 중성자 수송 코드 research reactor core design몬테카를로 시뮬레이션7
2014UNCERTAINTY PROPAGATION ANALYSIS FOR YONGGWANG NUCLEAR UNIT 4 BY MCCARD/MASTER CORE ANALYSIS SYSTEM
Nuclear Engineering and Technology
few group constant generation 핵자료 불확도 가압경수로 노심몬테카를로 시뮬레이션 불확실성 정량화6
집계에서 뺀 레코드 1건 (동명이인·학회 초록·표지·번역본·중복)
연도제목뺀 이유
2014McCARD for Neutronics Design and Analysis of Research Reactor Cores
Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo (SNA + MC)
중복 레코드(W1968069882와 같은 논문)

요약

심형진 교수는 공과대학 원자핵공학과 소속으로 원자로물리를 연구한다. 2014년 이후 OpenAlex 기준 논문 41편(SCI급 30편), 피인용 합계 241회이다. 주력 학문분야는 Aerospace Engineering, Nuclear and High Energy Physics이다. NTIS 과학기술표준분류(에너지·환경·원자력 확장 범위)로는 원자로 노심 기술(7편)에 가깝다. 논문을 지원한 국가R&D 과제는 4건(연차 기준, 2020–24 성과)이며, 그중 에너지·환경 분류 과제가 2건이다. 연구단 내 공저는 나용수(1편)와(과) 있다.

핵심 연구주제

SCI급 논문의 OpenAlex 1순위 토픽 기준(편수).

연구주제학문분야편
Nuclear reactor physics and engineeringAerospace Engineering27
기타 토픽1
Magnetic confinement fusion researchNuclear and High Energy Physics1
Radioactivity and Radon MeasurementsRadiological and Ultrasound Technology1

연구 궤적

시기논문주요 주제
2014–201712Nuclear reactor physics and engineering (12)
2018–20215Nuclear reactor physics and engineering (4) · Radioactivity and Radon Measurements (1)
2022–202613Nuclear reactor physics and engineering (11) · 기타 토픽 (1) · Magnetic confinement fusion research (1)

AI 연구 프로필·과제 동향

심형진 교수는 서울대 연속에너지 몬테카를로 중성자수송 코드 McCARD를 중심으로 원자로물리 계산 기법을 개발하고 원자로 노심 해석에 적용한다. 몬테카를로 고유치 계산의 실분산 추정, 섭동이론 기반 반응도계수 및 핵자료 민감도·불확실성 분석, 연소 해석을 다룬다. 시간의존 몬테카를로 수송과 점동특성 변수 산출을 통해 가속기 구동 미임계계통, 교토대 임계집합체(KUCA) 실험, 제어봉 낙하 실험을 해석한다. 가압경수로 노심 설계(가연성 독봉, 핀 출력 첨두계수 예측)와 핵융합로 블랭킷, 교육용 임계집합체 설계 연구는 원자력 에너지 시스템의 설계와 안전성 평가에 연결된다.

연구 축

축설명·키워드대표 논문
몬테카를로 고유치 계산과 McCARD 코드 개발
Monte Carlo eigenvalue methods and McCARD code development
몬테카를로 고유치 계산에서 핵분열원 상관에 따른 분산 편향을 보정하는 실분산 추정법, Wielandt 방법 기반 수반가중 탤리 계산, GPU 가속 버전 개발 등 McCARD 코드의 계산 기법을 다룬다.McCARD for neutronics design and analysis of research reactor cores
Real Variance Estimation by Grouping Histories in Monte Carlo Eigenval
Real variance analysis of Monte Carlo eigenvalue calculation by McCARD
Memory-efficient calculations of adjoint-weighted tallies by the Monte
Development of a GPU-enhanced time-dependent Monte Carlo neutron trans
핵자료 민감도·불확실성과 반응도계수
Nuclear data sensitivity, uncertainty and reactivity coefficients
일반화 섭동이론과 2차 섭동법, 연속에너지 공분산 자료로 반응도계수와 노심 설계 변수의 핵자료 민감도·불확실성을 산출하고 연소 계산의 불확실성 전파를 분석한다.
핵자료 불확도 반응도 계수 generalized perturbation theory 연소도 해석 fuel temperature coefficient
Monte Carlo Sensitivity and Uncertainty Analysis with Continuous-Energ
Development of Generalized Perturbation Theory Algorithms for Monte Ca
Sensitivity and uncertainty analysis of nuclear reactor reactivity coe
Monte Carlo burnup and its uncertainty propagation analyses for VERA d
UNCERTAINTY PROPAGATION ANALYSIS FOR YONGGWANG NUCLEAR UNIT 4 BY MCCAR
시간의존 중성자수송과 미임계계통 동특성
Time-dependent neutron transport and subcritical kinetics
동적 몬테카를로 과도 해석, 점동특성 변수 산출, 펄스 중성자원·제어봉 낙하 실험의 검출기 위치 영향을 연구하며 가속기 구동 미임계계통과 교토대 임계집합체에 적용한다.
시간의존 중성자 수송 point kinetics parameter accelerator driven system 교토대학 임계집합체(KUCA) pulsed neutron source experiment
Dynamic Monte Carlo transient analysis for the Organization for Econom
Estimation of kinetics parameters by Monte Carlo fixed-source calculat
Advances for the time-dependent Monte Carlo neutron transport analysis
Sensitivity of a control rod worth estimate to neutron detector positi
Kinetics Parameters Estimation for the Coupled Neutron-Photon Point Ki
원자로 노심 설계와 응용 해석
Reactor core design and applied analysis
가압경수로 노심의 가연성 독봉 설계와 딥러닝 기반 핀 출력 첨두계수 예측, 흑연감속 가스냉각로의 삼중수소 생산 평가, 교육용 임계집합체와 핵융합로 블랭킷 설계를 다룬다.
가압경수로 노심 burnable absorber tritium production research reactor core design fusion reactor blanket
Development of deep convolutional neural network for prediction of cyc
Comparison of BANDI-60 core designs using Pyrex burnable absorber and
Evaluation of tritium production capability of the 5 MWe gas-cooled gr
Design of open-tank-in-pool-type educational critical assemblies using
Evaluation of the impact of plasma operation scenarios on the fusion r

연구 흐름

시기흐름그 시기 주요 키워드
2014–2017McCARD를 이용한 연구로 노심 해석, 고유치 계산의 실분산 추정, 수반가중 상관표본법을 이용한 핵연료 온도계수 추정, 영광 4호기 불확실성 전파 해석을 수행했다. 미임계계통 알파 반복법, CANDU 소수군 상수 생성, C5G7-TD 동적 몬테카를로 과도 해석, 일반화 섭동이론 기반 민감도 분석도 이 시기에 개발했다.몬테카를로 고유치 계산 핵자료 불확도 real variance estimation 가압경수로 노심 반응도 계수
2018–2021펄스 중성자원 실험의 검출기 위치 결정, VERA 연소 벤치마크의 불확실성 전파, 2차 섭동법 기반 반응도계수 민감도 분석을 수행했다. 2019년에는 가속기 구동계통의 점동특성 변수 산출과 방사분석법을 이용한 흡입 에어로졸 정량 연구가 있으며, 2020–2021년 수집 논문은 없다.핵자료 불확도 lead bismuth cooled fast reactor neutron detector position prompt neutron decay constant pulsed neutron source experiment
2022–2026시간의존 몬테카를로 수송 기법 고도화와 GPU 가속 McCARD/G 개발, 중성자-광자 결합 점동특성 모델로 계산 기법을 확장했다. 딥러닝 기반 가압경수로 핀 출력 예측, 가연성 독봉 노심 설계, 영변 원자로 삼중수소 생산 평가, 핵융합로 블랭킷, 교육용 임계집합체 설계, RAON 이온빔 유도 중성자 스펙트럼 평가 등 응용 해석이 늘었다.가압경수로 노심 교토대학 임계집합체(KUCA) 몬테카를로 중성자 수송 코드 시간의존 중성자 수송 fusion blanket

핵심 키워드와 국가 과제 동향

키워드논문국가 10년(억)증가율추이 2015–24진단
가압경수로 노심5450+128%국가 평균보다 빠르게 증가 · 연구단 논문 10편 미만
핵자료 불확도50–국가 과제 매칭 적음
몬테카를로 고유치 계산40–국가 과제 매칭 적음
교토대학 임계집합체(KUCA)40–국가 과제 매칭 적음
연소도 해석324소규모국가 과제 매칭 적음
몬테카를로 중성자 수송 코드37소규모국가 과제 매칭 적음
반응도 계수30–국가 과제 매칭 적음
시간의존 중성자 수송33소규모국가 과제 매칭 적음

전체 키워드: 가압경수로 노심 5 핵자료 불확도 5 몬테카를로 고유치 계산 4 교토대학 임계집합체(KUCA) 4 연소도 해석 3 몬테카를로 중성자 수송 코드 3 반응도 계수 3 시간의존 중성자 수송 3 research reactor core design 2 real variance estimation 2 few group constant generation 2 isothermal temperature coefficient 2 accelerator driven system 2 prompt neutron decay constant 2 subcritical system 2 neutron detector position 2 pulsed neutron source experiment 2 point kinetics parameter 2 fusion blanket 1 fusion reactor blanket 1

연구 방법

연속에너지 몬테카를로 중성자수송 계산(McCARD)을 기반으로 섭동이론과 수반가중 탤리를 이용한 민감도·불확실성 분석, 시간의존 몬테카를로 시뮬레이션을 수행한다. 최근에는 GPU 가속과 합성곱 신경망 기반 예측, 다중물리 노심 해석 코드 검증도 활용한다.

몬테카를로 시뮬레이션 22 민감도 분석 5 섭동 이론 4 불확실성 정량화 3 기계학습 2 통합 수송 모델링 1 neutronics analysis 1 radioanalytical measurement 1 다중물리 시뮬레이션 1

지원 과제 동향 (NTIS 성과, 2020–2024)

2021222324

연도별 지원 과제 건수. 정부연구비 합계 2020 3억 · 2021 0억 · 2022 0억 · 2023 7억 · 2024 12억. 과제 전체의 연차 정부연구비를 더한 값이라 교수 개인 연구비가 아니며, 공저자 과제가 포함될 수 있다.

2020–2021년 수집 논문이 없고 PDF가 없다. 흡입 에어로졸 방사분석 정량(2019)과 이색염색체 딥러닝 판별(2024) 논문은 원자로물리와 거리가 있으나 방사선 응용 주제여서 동명이인으로 분류하지 않았다. 초록이 없는 논문은 제목과 OpenAlex 키워드로 태깅했다.

NTIS 표준분류 연계

에너지/자원만에너지·환경·원자력 확장

논문 = 이 교수 논문을 NTIS 과학기술표준분류에 배정한 수(정책 연계 맵과 같은 방법), 논문(지원 과제) = 그 분류 과제가 지원한 논문 수. 국가 투자 = 그 분류(1순위) 과제의 정부연구비. 대학 내 서울대% 평균 8.7%.

에너지/자원 분류에 배정된 논문이 없다. '에너지·환경·원자력 확장'을 누르면 다른 분류가 보인다.

대분류중분류논문논문(지원 과제)국가 2015–24(억)2020–24(억)증가율대학 내 서울대%
원자력원자로 노심 기술72880427-6%24.2

논문 지원 과제 (NTIS 성과DB)

에너지/자원만에너지·환경·원자력 확장

교수 논문 DOI가 NTIS 성과 논문으로 등록된 과제(2020–24). 공저자의 과제일 수 있어 본인 책임 과제와 같지 않다. 부처: 과학기술정보통신부 2, 교육부 2. NTIS 분류 = 그 과제의 1순위 과학기술표준분류.

연도과제·사업부처수행기관억전략기술NTIS 분류
2024특수재난의료대응
한국원자력의학원연구운영비지원(주요사업비)
과학기술정보통신부한국원자력의학원12.0–
2023차세대 에너지 통합형 인력양성사업단
4단계두뇌한국21사업
교육부서울대학5.4차세대 원자력–
2023차세대 원자로 설계·해석을 위한 GPU 기반 고성능 시간종속 몬테카를로 전노심 수송해석법 개발
원자력기초연구지원사업
과학기술정보통신부서울대학1.5차세대 원자력원자력 > 원자로 노심 기술 > 노심 핵설계 기술에너지 외
2020기반에너지 지속가능화 인력양성 사업단
BK21플러스사업(R&D)
교육부서울대학교2.7–

연구단 내 협업 (공저)

교수학과공저 편수공저 논문 예
나용수원자핵공학과1Evaluation of the impact of plasma operation scenarios on th

학제 간 융합 후보

다른 학과이면서 아직 함께 쓴 논문이 없는 교수 쌍 가운데 연구 유사도(학문분야 cosine 0.5 + NTIS 중분류 cosine 0.5)가 높은 순. 겹치는 NTIS 분류는 두 교수 논문이 2편 이상씩 배정된 중분류다. 전체 네트워크 →

교수소속점수겹치는 NTIS 분류겹치는 연구주제
임영섭공과대학 조선해양공학과0.30Nuclear Engineering Thermal-Hydraulics

대표 논문 (피인용 상위)

연도논문피인용
2017Dynamic Monte Carlo transient analysis for the Organization for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency (OECD/NEA) C5G7-TD benchmark
Nuclear Engineering and Technology
35
2016Memory-efficient calculations of adjoint-weighted tallies by the Monte Carlo Wielandt method
Annals of Nuclear Energy
21
2017Development of Generalized Perturbation Theory Algorithms for Monte Carlo Eigenvalue Calculations
Nuclear Science and Engineering
20
2015Real variance analysis of Monte Carlo eigenvalue calculation by McCARD for BEAVRS benchmark
Annals of Nuclear Energy
17
2018Monte Carlo burnup and its uncertainty propagation analyses for VERA depletion benchmarks by McCARD
Nuclear Engineering and Technology
15
2015Monte Carlo Alpha Iteration Algorithm for a Subcritical System Analysis
Science and Technology of Nuclear Installations
15
2014Real Variance Estimation by Grouping Histories in Monte Carlo Eigenvalue Calculations
Nuclear Science and Engineering
13
2015Monte Carlo Few-Group Constant Generation for CANDU 6 Core Analysis
Science and Technology of Nuclear Installations
12

최근 논문

연도논문피인용
2026Energy spectrum assessment of ion beam induced neutrons estimated by Monte Carlo codes for nuclear data production system at RAON
Nuclear Engineering and Technology
0
2025Verification of the nTRACER/CTF code system for full core high resolution cycle analysis with the OECD/NEA TVA Watts Bar Unit 1 benchmark 원자로 노심 기술 › 노심 핵설계 기술
Annals of Nuclear Energy
7
2024Development of a GPU-enhanced time-dependent Monte Carlo neutron transport version of McCARD
EPJ Nuclear Sciences & Technologies
6
2024Discrimination of dicentric chromosome from radiation exposure patient data using a pretrained deep learning model
Nuclear Engineering and Technology
5
2024Evaluation of tritium production capability of the 5 MWe gas-cooled graphite-moderated reactor at Yongbyon using tritium-producing burnable absorber rods
Nuclear Engineering and Technology
2
2024Kinetics Parameters Estimation for the Coupled Neutron-Photon Point Kinetics Model in Monte Carlo Eigenvalue Calculations
Nuclear Science and Engineering
1
2024Evaluation of the impact of plasma operation scenarios on the fusion reactor blanket design using an integrated numerical plasma and neutronics analysis suite
Fusion Engineering and Design
1
2024Design of open-tank-in-pool-type educational critical assemblies using UO2 and U-7Mo fuels
Annals of Nuclear Energy
0

인접 그래프

노드 hover = 이웃 강조 · 1회 클릭 = 고정 · 고정된 노드 다시 클릭 = 페이지 이동

이 문서와 연결된 페이지

교수 1

나용수

논문 30

Monte Carlo Fuel Temperature Coefficient Estimation by an Adjoint-Weig · UNCERTAINTY PROPAGATION ANALYSIS FOR YONGGWANG NUCLEAR UNIT 4 BY MCCAR · Development of Generalized Perturbation Theory Algorithms for Monte Ca · Sensitivity and uncertainty analysis of nuclear reactor reactivity coe · Monte Carlo Perturbation Analysis of Isothermal Temperature Reactivity · Monte Carlo Sensitivity and Uncertainty Analysis with Continuous-Energ · Monte Carlo burnup and its uncertainty propagation analyses for VERA d · Advances for the time-dependent Monte Carlo neutron transport analysis · Monte Carlo Sensitivity Analyses of Isothermal Temperature Coefficient · Evaluation of the impact of plasma operation scenarios on the fusion r · McCARD for neutronics design and analysis of research reactor cores · Development of deep convolutional neural network for prediction of cyc · Verification of the nTRACER/CTF code system for full core high resolut · Development of a GPU-enhanced time-dependent Monte Carlo neutron trans · Memory-efficient calculations of adjoint-weighted tallies by the Monte · Dynamic Monte Carlo transient analysis for the Organization for Econom · Estimation of kinetics parameters by Monte Carlo fixed-source calculat · Real Variance Estimation by Grouping Histories in Monte Carlo Eigenval · Comparison of BANDI-60 core designs using Pyrex burnable absorber and · Sensitivity of a control rod worth estimate to neutron detector positi · Real variance analysis of Monte Carlo eigenvalue calculation by McCARD · Determination of an Effective Detector Position for Pulsed-Neutron-Sou · Evaluation of tritium production capability of the 5 MWe gas-cooled gr · Monte Carlo Few-Group Constant Generation for CANDU 6 Core Analysis · Energy spectrum assessment of ion beam induced neutrons estimated by M · Design of open-tank-in-pool-type educational critical assemblies using · Kinetics Parameters Estimation for the Coupled Neutron-Photon Point Ki · Monte Carlo Alpha Iteration Algorithm for a Subcritical System Analysi · Quantification of inhaled aerosol particles composed of toxic disinfec · Discrimination of dicentric chromosome from radiation exposure patient

연구주제 3

Magnetic confinement fusion research · Nuclear reactor physics and engineering · Radioactivity and Radon Measurements

학문분야 2

Aerospace Engineering · Nuclear and High Energy Physics

정책분야 1

원자로 노심 기술

전략기술 1

차세대 원자력

학과 1

원자핵공학과

키워드 8

가압경수로 노심 · 핵자료 불확도 · 몬테카를로 고유치 계산 · 교토대학 임계집합체(KUCA) · 반응도 계수 · 연소도 해석 · 시간의존 중성자 수송 · 몬테카를로 중성자 수송 코드

방법 5

기계학습 · 몬테카를로 시뮬레이션 · 민감도 분석 · 불확실성 정량화 · 섭동 이론