| 1 | A Bilinear Weighting Method for the Control Rod Cusping Problem in Nodal Methods 김용희; 조남진, NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY, v.22, no.3, pp.238 - 249, 1990 |
| 2 | A core design concept for multi-purpose research reactors = 다목적 연구로를 위한 노심 설계 개념link Seo, Chul-Gyo; 서철교; et al, 한국과학기술원, 2013 |
| 3 | A study of influence of the initial source distribution on convergence of multiplication factor (keff) in monte carlo calculation = 몬테카를로 계산에서 초기 중성자 분포가 유효증배계수의 수렴에 미치는 영향에 관한 연구link Abi Muttaqin Bin Jalal Bayar; Bayar; et al, 한국과학기술원, 2013 |
| 4 | (A) cell homogenization method for strongly heterogeneous research reactors = 비균질성이 강한 연구용 원자로 해석을 위한 쎌 균질화 방법link Lee, Jong-Tai; 이종태; Cho, Nam-Zin; Oh, Se-Kee; et al, 한국과학기술원, 1991 |
| 5 | (A) fast converging CMFD nonlinear iteration scheme for two-node analytic function expansion nodal methodology = 2-노드 해석함수전개 노달방법론을 위한 소격격자 비선형 가속기법link Moon, Kap-Suk; 문갑석; et al, 한국과학기술원, 2000 |
| 6 | (A) hopfield-like artificial neural network for solving inverse radiation transport problems = 역 방사선 수송 문제 해를 위한 Hopfield형 인공신경망link Lee, Sang-Hoon; 이상훈; et al, 한국과학기술원, 1997 |
| 7 | (A) new approach to solving heat conduction problems with complicated geometry based on a monte carlo method = 몬테칼로 방법에 기반한 복잡한 구조를 갖는 열전달 문제의 해를 위한 새로운 접근link Shentu, Jun; 신도군; et al, 한국과학기술원, 2007 |
| 8 | (A) semi-markovian approach to reliability analysis of the alternating system = 교대운전계통의 세마이-마코프 신뢰도분석link Lee, Kwang-Nam; 이광남; et al, 한국과학기술원, 1989 |
| 9 | (A) solution decomposition approach to reactor kinetics calculation under space-dependent feedbacks in the analytic function expansion nodal method = 공간의존 궤환효과가 포함된 원자로의 동특성 계산을 위한 해석함수전개 노달방법에서의 분해 해법link Kim, Do-Sam; 김도삼; et al, 한국과학기술원, 2002 |
| 10 | (A) spectral analytic discrete-ordinates transport method based on infinite medium Green's function in linearly anisotropic scattering, multiplying fission source problems = 무한매질 Green's function을 이용한 fission source를 가진 선형이방성 분산다군 수송방정식의 해석적 해 유도 및 분석link Jung, Dae-Han; 정대한; et al, 한국과학기술원, 2002 |
| 11 | (A) study on the barkhausen noise in the ion implanted $Co_{66}Fe_4B_{15}Si_{15}$ amorphous ribbon = 이온 조사된 $Co_{66}Fe_4B_{15}Si_{15}$ 비정질리본에서 바크하우젠 노이즈에 관한 연구link Song, Hoon; 송훈; et al, 한국과학기술원, 2010 |
| 12 | (A) study on the sensitivity depletion laws for rhodium self-powered neutron detectors = 로듐 자기출력형 중성자검출기의 연소민감도에 관한 연구link Kim, Gil-Gon; 김길곤; et al, 한국과학기술원, 1999 |
| 13 | (A) study on the social risk-judgment for nuclear energy : development of the risk-judgment model = 원자력에너지에 대한 사회적 위험판단에 관한 연구 : 위험판단 모델 개발을 중심으로link Choi, Young-Sung; 최영성; Cho, Nam-Zin; Lee, Byong-Whi; et al, 한국과학기술원, 1999 |
| 14 | Acceleration of neutron transport calculations via coarse-mesh angular dependent rebalance = 중성자수송계산을 위한 소격격자방향의존재균형 가속기법 연구link Park, Young-Ryong; 박영룡; et al, 한국과학기술원, 2005 |
| 15 | Adomian's decomposition method applied to the reactor kinetics = 원자로 동역학에 아도미안 분해법의 응용link Cho, Young-Chul; 조영철; et al, 한국과학기술원, 1992 |
| 16 | AFEN-polynomial correction model for reactor cores with fuel assemblies under burnup gradients = 연소경사가 일어난 핵연료집합체 노심을 위한 수정 해석함수전개 노달방법link Kim, Do-Sam; 김도삼; et al, 한국과학기술원, 1996 |
| 17 | (An) analytic relations method for the calculation of actinides concentrations = 액티나이드 핵종계산을 위한 해석적 방법link Chang, Do-Ik; 장도익; et al, 한국과학기술원, 1991 |
| 18 | (An) equivalence relation and grey dancoff factor calculated by monte carlo method for irregular fuel assemblies = 불규칙한 핵연료집합체를 위한 등가관계식과 몬테칼로기법으로 계산한 Grey Dancoff 인자link Kim, Hyeong-Heon; 김형헌; et al, 한국과학기술원, 2000 |
| 19 | (An) information-theoretic approach to the reconstruction of pointwise flux distribution in nodal calculations = 노달 계산결과로부터 원자로심내의 중성자속분포 재생을 위한 방법-정보이론적인 접근link Na, Won-Joon; 나원준; et al, 한국과학기술원, 1989 |
| 20 | (An) investigation of the control rod cusping problem in nodal methods = 노달방법에서 발생하는 제어봉커스핑 문제의 연구link Kim, Yong-Hee; 김용희; et al, 한국과학기술원, 1990 |
| 21 | (An) investigation of the method of streaming rays for radiation transport problems = 방사선 수송 문제를 위한 streaming rays 방법의 연구link Hong, Ser-Gi; 홍서기; et al, 한국과학기술원, 1994 |
| 22 | Analytic function expansion nodal (AFEN) method extended to multigroup simplified P3 (SP3) equations = 다군 Simplified P3 (SP3) 식의 해를 위한 해석함수전개노달 (AFEN) 방법의 확장link Cho, Bum-Hee; 조범희; et al, 한국과학기술원, 2011 |
| 23 | Analytic function expansion nodal method for nuclear reactor core design = 원자로 노심설계를 위한 해석함수전개 노달방법link Noh, Jae-Man; 조재만; et al, 한국과학기술원, 1995 |
| 24 | Analytic initialization method for xenon oscillation in power reactor simulation = 동력로 시뮬레이션에서의 지논진동을 위한 해석적 초기화 방법link Song, Jae-Seung; 송재승; et al, 한국과학기술원, 1998 |
| 25 | Anchoring method for acceleration of Monte Carlo k-eigenvalue problem solutions = 몬테카를로 고유치문제의 가속을 위한 Anchoring 방법론link Yun, Sung-Hwan; 윤성환; et al, 한국과학기술원, 2011 |
| 26 | Angular dependent rebalance method for solving the neutron transport equation = 중성자 수송방정식을 풀기 위한 방향의존 재균형방법link Hong, Ser-Gi; 홍서기; et al, 한국과학기술원, 1999 |
| 27 | Application of Monte Carlo method with forward and adjoint midway coupling to radiation transport calculation = Forward와 adjoint 중간지점 결합에 의한 몬테칼로방법의 방사선 수송계산에서의 응용link Ryu, Ho-Kyu; 유호규; et al, 한국과학기술원, 1999 |
| 28 | Boundary element method for neutron diffusion equation with chebyshev's equal weight integration formula = Chebyshev 의 균등가중치 적분법과 경계요소법을 이용한 중성자 확산방정식 계산link Moon, Jang-Eun; 문장은; et al, 한국과학기술원, 2001 |
| 29 | Comparative studies of deterministic and stochastic depletions in fuel assembly design = 핵연료집합체 설계를 위한 결정론적 및 확률론적 연소도 계산의 비교연구link Vu, Thanh Mai; Cho, Nam-Zin; et al, 한국과학기술원, 2009 |
| 30 | Comparison of Non-overlapping and Overlapping Local/Global Iteration Schemes for Whole-Core Deterministic Transport Calculation 육승수; 조범희; 조남진, Proceedings of the Korean Nuclear Society, 한국원자력학회, 2013-10-24 |
| 31 | Design and evaluation of a thorium fueled reactor with seed-blanket assembly configuration = Seed-Blanket 핵연료집합체 구조를 갖는 토륨장전 원자로의 설계 및 평가link Lee, Kyung-Taek; 이경택; et al, 한국과학기술원, 1998 |
| 32 | Design of a medical reactor generating high quality neutron beams for boron neutron capture therapy = 보론 중성자 포획 암치료를 위한 고품질 중성자빔 발생 의학용 원자로 설계link Park, Jeong-Hwan; 박정환; et al, 한국과학기술원, 1997 |
| 33 | Design of a pan-shape transuranic burner core with low sodium void reactivity = 소듐기화반응도 저감을 위한 Pan형 초우라늄원소 연소로 노심 설계link kim, Sang-Ji; 김상지; et al, 한국과학기술원, 2001 |
| 34 | Design of a plate type fuel based - low power medical reactor for boron neutron capture therapy = 판형 핵연료를 이용한 저출력 BNCT 의학용 원자로 설계link Han, Eun-Young; 한은영; et al, 한국과학기술원, 2000 |
| 35 | Design of Dedicated Nuclear Desalination System - Low pressure Inherent heat sink Nuclear Desalination plant (LIND) 노희천; 김호식; 조유권; 이정익; 정용훈; 조남진; 최진영, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 2012-10 |
| 36 | Determination of intermediate-level performance criteria for a nuclear power plant based on reliability and risk models = 신뢰도와 리스크 모델에 의거한 원자력 발전소의 중간층 성능 기준의 설정link Sung, Song-Kee; 성송기; et al, 한국과학기술원, 1988 |
| 37 | Determination of performance criteria of safety systems in a nuclear power plant via simulated annealing optimization method = Simulated annealing 최적화 방법에 의한 원자력발전소 안전계통의 성능기준 설정link Jung, Woo-Sik; 정우식; et al, 한국과학기술원, 1993 |
| 38 | Development of 2-D/1-D fusion method for three-dimensional whole-core heterogeneous neutron transport calculations = 3차원 전노심 비균질 중성자 수송계산을 위한 2-D/1-D 퓨전방법 개발link Lee, Gil-Soo; 이길수; et al, 한국과학기술원, 2006 |
| 39 | Development of a code in three-dimensional cylindrical geometry based on analytic function expansion nodal (AFEN) method = 해석함수전개노달(AFEN) 방법을 이용한 3차원 원통형 원자로노심 해석 코드 개발link Lee, Joo-Hee; 이주희; et al, 한국과학기술원, 2006 |
| 40 | Development of a computer code for common cause failure analysis = 공통 원인 고장 분석을 위한 컴퓨터 코드 개발link Park, Byung-Hyun; 박병현; et al, 한국과학기술원, 1991 |
| 41 | Development of a kinetics code in three-dimensional hexagonal geometry based on analytic function expansion nodal (AFEN) method = 해석함수전개노달 (AFEN) 방법을 이용한 3차원 육각형 원자로노심 동특성해석 코드 개발link Lee, Jae-Jun; 이재준; et al, 한국과학기술원, 2004 |
| 42 | Development of a nodal code in three-dimensional cylindrical geometry based on analytic function expansion nodal method = 해석함수전개노달 (AFEN) 방법을 이용한 3차원 원통형 노심 노달코드 개발link Lee Jae-Jun; 이재준; et al, 한국과학기술원, 2010 |
| 43 | Diffusion/transport hybrd discrete method for Monte Carlo solution of the neutron transport equation = 중성자 수송방정식의 몬테칼로 해를 위한 공간분할 확산/수송 합성법link Lee, Myung-Hee; 이명희; et al, 한국과학기술원, 2005 |
| 44 | Equivalent group condensation for neutron transport computation in R-Z geometry = R-Z Geometry에서의 중성자수송 계산을 위한 등가군축약 방법link Muhammad Makrus Imron; Makrus; et al, 한국과학기술원, 2012 |
| 45 | Estimation and control of space - dependent reactor cores via observer - based control theory = 옵저버 제어이론에 입각한 공간의존성 원자로심의 추정과 제어link Park, Young-Ho; 박영호; et al, 한국과학기술원, 1992 |
| 46 | Feasibility study of a moderation-enhanced reactor core loaded 100% with MOX fuel = 감속이 증진된 혼합산화물 연료 100% 장전 원자로 노심의 타당성 연구link Kim, Yong-Bae; 김용배; et al, 한국과학기술원, 1996 |
| 47 | Fine lattice stochastic modeling of particle fuels in HTGR fuel elements = 고온가스로 핵연료요소체내 입자연료들의 미세격자 통계적 모델링link Yu, Hui; 유휘; et al, 한국과학기술원, 2005 |
| 48 | Finite moments approach to the time-dependent neutron transport equation = 시간종속 중성자 수송방정식을 위한 유한모멘트 해법link Kim, Sang-Hyun; 김상현; et al, 한국과학기술원, 1994 |
| 49 | Fuel management method using power mapping and optimization theory for CANDU reactors = CANDU 원자로의 출력 mapping 및 최적화 이론을 이용한 핵연료 관리 방법link Jeong, Chang-Joon; 정창준; et al, 한국과학기술원, 2001 |
| 50 | Fundamentals and Recent Developments of Reactor Physics Methods 조남진, NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY, v.37, no.1, pp.25 - 78, 2005-02 |
| 51 | Generation of gamma-ray streaming kernels through cylindrical ducts via monte carlo method = 몬테칼로 방법을 이용한 원통형 관통부의 감마선 스트리밍 커널의 산출link Kim, Dong-Su; 김동수; et al, 한국과학기술원, 1992 |
| 52 | Generation of isotropic and anisotropic scattering cross section for boltzmann-fokker-planck equation via extrapolation exponential function and minimized RMS errors = 외삽 지수함수와 RMS 에러를 사용한 BFP equation 의 등방성, 이방성 산란 단면적 생산link Kim, Jong-Woon; 김종운; et al, 한국과학기술원, 2002 |
| 53 | Generation of spatial weighting functions for ex-core detectors using adjoing flux = 수반 중성자속을 이용한 노외 핵계측기의 공간 가중 함수 산출link Ahn, Joon-Gi; 안준기; Cho, Nam-Zin; Kuh, Jung-Eui; et al, 한국과학기술원, 1992 |
| 54 | Global/Local iterative homogenization methods for neutron diffusion nodal theory = 중성자 확산 노달 이론을 위한 Global/Local 반복 균질화 방법link Kim, Hark-Rho; 김학노; et al, 한국과학기술원, 1994 |
| 55 | Graphite-filled MOX fuel design for fully loaded PWR cores = 가압경수로 전노심 장전을 위한 흑연이 삽입된 혼합핵연료봉 설계link Jo, Chang-Keun; 조창근; et al, 한국과학기술원, 2001 |
| 56 | Group condensation and homogenization for neutron transport computation = 중성자 수송계산을 위한 군축약 및 균질화 방법link Won, Jong-Hyuck; 원종혁; et al, 한국과학기술원, 2010 |
| 57 | $H_∞$ control theory applied to xenon control for load follow operation of a nuclear reactor = 원전의 부하추종 운전을 위한 지논 제어에 적용된 $H_∞$ 제어이론link Chi, Sung-Goo; 지성구; et al, 한국과학기술원, 2002 |
| 58 | Higher-order difference methods for the solutions of neutron diffusion and transport equations = 중성자 확산 및 수송방정식의 해를 위한 고차차분법link Park, Chang-Je; 박창제; et al, 한국과학기술원, 2001 |
| 59 | Improved negative fixup with cell rebalance for boltzmann-fokker-planck transport equation = Boltzmann-fokker-planck 중성자 수송방정식에서 셀재균형을 이용한 음중성자속 보정방법의 고찰link Choi, Yoon-Keun; 최윤근; et al, 한국과학기술원, 2001 |
| 60 | Investigation of deterministic methods for generating non-negative scattering cross sections = Non-negative 산란단면적 생산을 위한 결정론적 방법에 대한 연구link Kim, Jong-Woon; 김종운; et al, 한국과학기술원, 2008 |
