1. 연구실 소개

· 보유장비

 - 고성능 병렬연산 클러스터 서버 시스템 다수

   1) AMD EPYC 7352 24-Core Processor Dual CPUs (96 Threads) × 8 Nodes, 256 GB Memory

   2) Intel Xeon(R) E5-2690 v4 Dual CPUs (56 Threads) × 4 Nodes, 128 GB Memory

   3) AMD Opteron(tm) Processor 6284 SE Dual CPUs (64 Threads) × 8 Nodes, 256 GB Memory

 - 전산코드 다수 보유

   MCNPX/5/6, SERPENT1/2, FISPACT, SCALE6.1/6.2, REBUS3/DIF3D, PARTISN, NJOY 등

 - X-선 검색시스템

· 연구실 특징

 - 제4세대 고속로 노심개념 개발 및 설계

 - 소형, 초소형 원자로 노심설계 분석

 - 리눅스 클러스터링 컴퓨팅 시스템 기반 몬테칼로 방사선 수송해석

 - 사면체격자기반 결정론적 수송해석 수치기법 및 전산코드개발

 - 공명처리를 통한 다군단면적 라이브러리 생산체계 개발

 - 사용후핵연료 방사화 및 연소계산 코드개발 및 분석

· 연구 분야별 주요 연구 논문 및 특허

 - Ser Gi Hong and Nam Zin Cho, “CRX : A Code for Rectangular and Hexagonal Lattices Based on the Method of Characteristics,” Annals of Nuclear Energy, Vol.25, 547(1998).

 - Ser Gi Hong and Nam Zin Cho, “Method of Characteristic Direction Probabilities for Heterogeneous Lattice Calculation,” Nuclear Science and Engineering, Vol.132, 65(1999).

 - Ser Gi Hong, Ehud Greenspan, and Yeong Il Kim, “The Encapsulated Nuclear Heat Source (ENHS) Reactor Core Design,” Nuclear Technology, Vol.149, p.22, 2005.

 - Ser Gi Hong, Kang-Seog Kim, and Jae Seung Song, “Fourier Convergence Analysis of the Rebalance Methods for Discrete Ordinates Transport Equations in Eigenvalue Problems,” Nuclear Science and Engineering, Vol.164, p.33(2009).

 - Ser Gi Hong and Kang-Seog Kim, “Iterative Resonance Self-Shielding Methods using Resonance Integral Table in Heterogeneous Lattice Calculations,” Annals of Nuclear EnergyVol.38, p.32, 2011.

 - Ser Gi Hong, “Two Sub-Cell Balance Methods for Solving the Multi-Group Discrete Ordinates Transport Equation with Tetrahedral Meshes,” Nuclear Science and Engineering, Vol.173, p.101-117(2013).

 - Ser Gi Hong, Sang Yoon Park, Kyung Hoon Lee, Jin Young Cho, Chang Keun Jo, Won Jae Lee, and Francesco Venneri, “Physics Study of Deep-Burning of Spent Fuel Transuranics using Commercial LWR Cores,” Nuclear Engineering and Design, Vol.259, p.79-86 (2013).

 - Kang-Seog Kim and Ser Gi Hong, “Gamma Transport and Diffusion Calculation Capability Coupled with Neutron Transport Simulation in KARMA 1.2,” Annals of Nuclear Energy, Vol.57, p.59-67 (2013).

 - WuSeung You and Ser Gi Hong, “A Physics Study of Advanced Sodium-Cooled TRU Burner Cores having Thorium and Uranium-Based Metallic Fuels,” Nuclear Technology Vol. 194, p.217-232(2016).

 - Ser Gi Hong, HaeLee Hyun, and Wuseung You, “Core Design Options of an Ultra-Long-Cycle Sodium Cooled Reactor with Effective Use of PWR Spent Fuel for Sustainable Energy Supply,” International Journal of Energy Research, Vol.41, p.854-866 (2017).

 - Hyungju Yun, Kwangheon Park, Wooyong Choi, and Ser Gi Hong, “An Efficient Evaluation of Depletion Uncertainty for a GBC-32 Dry Storage Cask with PLUS7 Fuel Assemblies using the Monte Carlo Sampling Method,” Annals of Nuclear Energy, Vol.110, p.679-691 (2017).

 - Seong Jae Cheon, Ser Gi Hong, Jung Hun Lee, and Young Suk Nam, “Design and Performance Analysis of a 500W Heat Source for Radioisotope Thermophotovoltaic Converters,”International Journal of Energy Research, Vol.42, p.817-829 (2018).

 - Ho Seong Yoo and Ser Gi Hong, “Neutronic Design and Analysis of Advanced Long Cycle Boron-Free Operation of a Small Modular Reactor Core with Particle Type Burnable Poison Rods,” International Journal of Energy Research, Vol.42, p.4654-4666 (2018).

 - Dae Hee Hwang, Ser Gi Hong, “Physics Characteristics of a PWR Core Loaded Micro-Cell UO2 Fuels,” Annals of Nuclear Energy, Vol.128, p.33-43 (2019).

 - Habib Muhammad and Ser Gi Hong, “A Three-Dimensional Fourier Analysis of Fine Mesh Rebalance Acceleration of Linear Discontinous Sub-Cell Balance Method for Diffusion Equation on Tetrahedral Meshes,” Annals of Nuclear Energy, Vol.133, p.145-153 (2019).

 - Habib Muhammad, Ser Gi Hong, “Diffusion Synthetic Acceleration with the Fine Mesh Rebalance of the Subcell Balance Method with Tetrahedral Meshes for SNTransport Calculations,” Nuclear Engineering and Technology, Vol.52, p.485-498 (2019).

 - Ye Seul Cho, Ser Gi Hong, “Physics Analysis of New TRU Recycling Options using FCM and MOX Fueled PWR Assemblies,” Nuclear Engineering and Technology, Vol.52, p.689-699(2020).

 - Ta Duy Long, Ser Gi Hong, Deokjung Lee, “Validation of UNIST Monte Carlo Code MCS for Criticality Safety Calculations with Burnup Credit through MOX Criticality Benchmark Problems,” Nuclear Engineering and Technology, Accepted for Publication, 2020.

 - Geon Hee Park, Ser Gi Hong, “An Estimation of Weapon-Grade Plutonium Production from 5MWe YongByon Reactor through MCNP6 Core Depletion Analysis,” Progress in Nuclear Energy, Vol.130 (103533), 2020.

 - Jae Yeon Choi, Ser Gi Hong, Hyuk Kwon, “Conceptual Design of a Long Cycle Small Modular Reactor Core with Annular UO2 and FCM (TRU) Fuels,” International Journal of Energy Research, First published at 14 September 2020, https://doi.org/10.1002/er.5957.

 - 홍서기, 김상지, 김영일, 한도희, “노심영역별 핵연료 피복재 두께 변경을 통한 단일농축도 구현 액체금속 냉각 고속로 노심설계개념,” 특허출원번호 10-2006-0100415/등록번호 10-0851870.

 - 주요 연구 논문 및 특허 포함, SCI(E) 논문 59편, 국제학술대회 65편, 국내학술대회 106편 (2020년 10월 기준)

2. 주요 연구 / 프로젝트

· 소형 경수로 기반 SMR 노심설계 및 해석

 - 사고저항성 핵연료 노심 설계 및 특성 평가
 - FCM 핵연료 사용 소형경수로 노심설계
 - TRU 재순환을 고려한 FCM (TRU)/MOX 핵연료혼합장전 소형경수로 설계
 - CIAE 이중냉각핵연료 노물리 코드 계산
 - 입자형 가연성독물질 사용 무(저)붕산 소형경수로 노심설계

· 소듐냉각 고속핵변환로 노심설계 및 해석

 - 미래 상용 TRU 연소로 노심개념설계
 - 소듐냉각 고속로 핵변환율 극대화 개념개발
 - TRU 소멸율별 소듐냉각핵변환로 노심성능 및 경수로연계 핵주기 특성 분석
    
 

· 소듐/납 냉각 초장주기 노심설계 및 해석

 - 자체 제어된 출력분포를 가지는 신개념 소듐냉각 증식-연소특성 초장주기 고속로 노심개발
 - 집합체 수준 출력정상파 초장주기 고속로 노심개념 개발
    
 

· TRU 재순환 경수로 노심설계 및 해석

 - 경수로 내 FCM 연료를 사용한 TRU 심층연소 및 고속핵변환로와의 연계특성 연구
 - TRU 핵변환을 위한 신형경수로 노심개발 및 고속로와 연계핵주기 성능평가
 

· 방사선 수송해석을 위한 고급수치해석방법 개발, 전산코드개발 및 이론적 해석

 - 사면체격자 기반 결정론적 수송해석코드 (MUST) 개발
 - 사면체격자 기반 결정론적 수송해석 수치기법 및 가속기법 개발
 - 다군핵단면적 생산체계 개발 및 다군단면적라이브러리 생산
 - 방사화 및 연소계산 코드 개발
   

· 사용후핵연료 다중선원항 평가코드 개발

 - 환경시료 기반 사용후핵연료 연소이력 추정을 위한 전산평가 기법개발
 - 환경시료 기반 사용후핵연료 연소이력 평가 전산체계 및 확장된 라이브러리 개발평가
 - 사용후핵연료 다중선원항 독립 검증평가 코드 (AMORES) 개발
 - 후행핵주기시설 선원항 규제 검증 인프라 구축 및 코드 개발
 - 후행핵주기기설 다중선원항 평가코드의 시나리오 기반 평가 및 검증
  
    
 

· 연소도이득을 고려한 사용후핵연료 저장시설 임계도 및 방사선차폐 평가

 - 경수로 사용후핵연료 축방향 연소도분포 생산
 - 고연소도 핵연료 운반저장 용기 최적화 평가시스템 개발
 - Boron 및 연소도이득 적용 사용후핵연료 저장조 저장수용성 증가를 위한 임계안전성 평가기술 개발
 - 운반 및 저장용기 핵임계평가 자동화모듈 개발
    

· 가속기 및 핵융합로 방사화해석 및 평가체계 개발