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NTIS 바로가기주관연구기관 | 울산과학기술원 Ulsan National Institute of Science and Technology |
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연구책임자 | 이덕중 |
참여연구자 | 최수영 , 이현석 , 최지원 , 정은 , 이웅희 , 정상걸 , 박진수 , 조윤기 , 김한주 , 김기호 , Matthieu Lemaire , Tung Dong Cao Nguyen , Khang Hoang Nhat Nguyen |
보고서유형 | 1단계보고서 |
발행국가 | 대한민국 |
언어 | 한국어 |
발행년월 | 2017-12 |
과제시작연도 | 2016 |
주관부처 | 과학기술정보통신부 Ministry of Science and ICT |
과제관리전문기관 | 한국연구재단 National Research Foundation of Korea |
등록번호 | TRKO201800002650 |
과제고유번호 | 1711045280 |
사업명 | 원자력연구기반확충사업 |
DB 구축일자 | 2018-04-14 |
키워드 | 중성자 수송해석.원자로 설계.Hybrid 방법.특성곡선법.유한요소법.과도상태 해석.소격자유한차분법.Neutron transport analysis.Reactor design.Hybrid method.MOC.FEM.transient analysis.CMFD.MPM. |
DOI | https://doi.org/10.23000/TRKO201800002650 |
■ 고성능 3차원 중성자 수송해석 방법론을 개발하고 전산 코드에 구현하여 전노심 수송해석을 수행하고 원자로 해석의 정확도 및 계산 성능 향상시키는 연구를 수행함.
■ 연구 개발 내용은 다음과 같음.
1. 3차원 중성자 수송해석 방법론 개발
2. 핵분열 선원 수렴 가속화 기법 개발
3. 전산코드 최적화 및 속도 향상 기법 개발
4. 최신 Linear Solver 구현
5. 효율적인 병렬처리 방법 개발
6. 과도상태 (Transient) 해석 기법 및 코드 개발
7.
Ⅳ. Results of Research & Development
(1) 3D neutron flux is defined as a combination of radial component and axial component which is based on basis functions. The defined flux is used in deriving a new 3D transport equation. The new method is implemented in the transport code, and verfied with v
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