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Nuclear Energy System LAB
중앙대학교 본교(제1캠퍼스) 에너지시스템공학부
조재현 교수
Nuclear Energy Systems
원자력 에너지 시스템
System Design Optimization
기본 정보
연구 분야
프로젝트
논문
구성원

Nuclear Energy System LAB

중앙대학교 본교(제1캠퍼스) 에너지시스템공학부 조재현 교수

Nuclear Energy System LAB는 에너지시스템공학부에 소속된 연구실로, 원자력 에너지 시스템, 시스템 설계 최적화, 중대사고 연구를 주요 연구 분야로 삼고 있습니다. 최근 3년간 SMR 및 차세대 원자력 글로벌 인재양성, 원전 수출 특성화 융복합 실무형 인력양성사업, SMR 추진 선박 심층 차폐설계 최적화 등의 프로젝트를 수행하며 많은 성과를 이루어냈습니다. 또한, Bayesian Belief Network Model 개발, 원자력발전소 확률론적안전성평가 등 다양한 논문을 발표하며 학계와 산업계에 기여하고 있습니다. 특히, i-SMR PSA 모델 개발 및 열수력모델 개발, 혁신계통 검증 기술 연구 등 혁신적인 연구를 통해 원자력 에너지 시스템의 안전성과 효율성을 높이는 데 주력하고 있습니다.

Nuclear Energy Systems원자력 에너지 시스템System Design Optimization시스템 설계 최적화Severe Accident Research
대표 연구 분야
연구 영역 전체보기
방사선 비상대응 및 핵물질 생산 잠재력 평가 thumbnail
방사선 비상대응 및 핵물질 생산 잠재력 평가
연구 성과 추이
표시된 성과는 수집된 데이터 기준으로 산출되며, 일부 차이가 있을 수 있습니다.

5개년 연도별 논문 게재 수

6총합

5개년 연도별 피인용 수

27총합
주요 논문
3
논문 전체보기
1
article
|
인용수 0
·
2026
Comparative Analysis of Containment Response to Hydrogen Combustion under a Station Blackout for Different PWR Designs
Yunho Kim, Seunghyeon Hwang, Jaebeol Hong, Hyun-bin Chang, Gyeongyeol Kim, Jaehyun Cho
IF 3.2
Korean Journal of Chemical Engineering
https://doi.org/10.1007/s11814-026-00701-7
Containment (computer programming)
Blackout
Combustion
Hydrogen
Cabin pressurization
Energy (signal processing)
Containment building
2
article
|
gold
·
인용수 0
·
2025
Sensitivity Analysis of Plutonium Production Potential in the Research Reactor Using Monte Carlo‐Based Neutron Transport Solver
Hyoeun Lee, Eunhyun Ryu, Yonhong Jeong, Jaehyun Cho
IF 4.2
International Journal of Energy Research
The Yongbyon reactor in North Korea represents a significant global security threat because of its potential for plutonium production, which can be utilized in nuclear weapons. The nuclear tests conducted at the Yongbyon research reactor from 2006 to 2017 highlight the necessity for accurate assessments of its plutonium production capabilities. This study estimated the plutonium production potential of the Yongbyon reactor to be ~51 kg, based on its operational history and analysis using the Monte Carlo code for advanced reactor design (McCARD) code. Sensitivity analysis indicates that the most critical variable for predicting plutonium production capacity is the integrated thermal power release data from the reactor. Factors such as the temperature of fuel and coolant, and the number of neutron samples in the McCARD have a negligible impact (less than 1%) on the estimates of plutonium production. Regardless of how diverse the history of thermal power is, or what value the maximum power reaches (20 or 25 MWt), the integrated thermal energy consistently determines the amount of plutonium produced, emphasizing its significance in the analysis.
https://doi.org/10.1155/er/9941630
Plutonium
Research reactor
Monte Carlo method
Neutron temperature
Neutron transport
Sensitivity (control systems)
MOX fuel
Nuclear reactor
Nuclear power
3
article
|
hybrid
·
인용수 20
·
2022
Exhaustive simulation approach for severe accident risk in nuclear power plants: OPR-1000 full-power internal events
Jaehyun Cho, Sang Hun Lee, Young Suk Bang, Suwon Lee, Soo Yong Park
IF 11
Reliability Engineering & System Safety
The estimation of severe accident risks in nuclear power plants (NPPs) is significant to confirm the safety level of NPPs and to reinforce their vulnerable points. Severe accident risks can be quantified by Level 2 probabilistic safety assessment (PSA), which traditionally applies a grouping feature to handle the tremendous numbers of accident scenarios. Accordingly, risk information is likely to be lost in the process of grouping similar scenarios and in the treatment of many scenarios with one representative scenario. To obtain more comprehensive risk information including source term behaviors and plant responses during severe accidents, this study suggests an exhaustive simulation approach with new software that helps to automatically generate a large number of input data for an accident simulation code, and performs an application study using PSA models from OPR-1000 full-power internal events. Only a three-day run time was required to simulate all the severe accident scenarios, totaling 690 scenarios, using a commercial computer. The application study revealed that the conventional grouping approach can either underestimate or overestimate overall NPP risk depending on the selection of the representative scenario.
https://doi.org/10.1016/j.ress.2022.108580
Nuclear power plant
Nuclear power
Accident (philosophy)
Probabilistic logic
Reliability engineering
Computer science
Probabilistic risk assessment
Risk assessment
Process (computing)
Risk analysis (engineering)
정부 과제
9
과제 전체보기
1
2025년 3월-2027년 12월
|300,000,000
경수형 SMR 방사선비상계획 관련 규제현안 대응기술 연구
경수형 SMR 방사선비상계획 관련 규제현안 대응기술 개발
경수형 SMR
비상계획
비상계획구역
대기확산
2
2025년 3월-2028년 12월
|100,000,000
연구로 PSA 차등접근 규제검증 기술개발
연구로 PSA 차등적용 규제검증 기술개발 연구 및 연구로 PSA 차등적용 규제방법론 개발
차등접근
연구로
확률론적안전성평가
원자력 안전 규제
리스크정보활용 성능기반
3
2025년 3월-2028년 12월
|200,000,000
연구로 PSA 차등접근 규제검증 기술개발
연구로 PSA 차등적용 규제검증 기술개발 연구 및 연구로 PSA 차등적용 규제방법론 개발
차등접근
연구로
확률론적안전성평가
원자력 안전 규제
리스크정보활용 성능기반
최신 특허
특허 전체보기
상태출원연도과제명출원번호상세정보
등록2017원전 다수기 리스크 평가를 위한 2단계 PSA 방법.1020170124775-
등록2017소프트웨어 무고장 보장 방법1020170015023-
등록2016결함검출률 정량화 시스템 및 방법1020160016084-
전체 특허

원전 다수기 리스크 평가를 위한 2단계 PSA 방법.

상태
등록
출원연도
2017
출원번호
1020170124775

소프트웨어 무고장 보장 방법

상태
등록
출원연도
2017
출원번호
1020170015023

결함검출률 정량화 시스템 및 방법

상태
등록
출원연도
2016
출원번호
1020160016084
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