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UST 과학기술연합대학원대학교

Why UST

UST VISION 2033 UST의 비전과 목표를 확인하세요!

PROUDUST

창조적 교육환경 조성을 통한 자긍심 있는 USTian 양성

UNIQUE
DIFFERENT
PROFESSIONAL
Excellent
세계 최고의 교육 경쟁력 확보

창의인재 발굴 및 USTian化
UST21 교육시스템 확립

Entrepreneur
산학연 일체화 대학 실현

UST-출연(연)-산업체 협력 강화
출연(연) 간 협력 강화
출연(연) 과학기술 기반 창원지원 강화

Global
국가연구소대학의 글로벌 위상 정립

브랜드 가치 제고
협력 네트워크 강화

Smart
창조적 지식경영 체제 확립

첨단 교육환경 조성
경영 효율성 제고

본문 시작

소개

신형 원자력 시스템은 기존의 원자력 시스템에 비하여 안전성 및 경제성의 획기적인 향상뿐만 아니라 핵 확산의 억제, 발생 폐기물의 최소화를 이룰 수 있도록 첨단기술이 접목된 원자력 시스템이다. 또한 접목되는 대부분의 기술은 기존의 경험과 원자력 시스템의 운전자료에 근거하여 새로이 개발ㆍ입증된 신기술 또는 현재 개발중이나 조만간 입증될 수 있는 기술들로써 첨단 신기술들이다. 이러한 기술들은 일반 대학 및 교육기관에서 교육으로 제공하기에 매우 어려운 현장 및 첨단 기술들이다. 따라서 본 전공에서는 원자력시스템에 관한 단순 학술적 기술교육을 지양하고, 원자력기술에 대한 현장 연구소양과 연구개발 의식을 확고히 할 수 있는 살아 있는 기초ㆍ응용분야 기술교육을 포함하여 신형 원자력 시스템에 대한 고급기술교육, 또한 미래지향적 기술개발 능력을 배양 할 수 있도록 생생한 첨단현장기술 교육을 제공하는 것이다. 원자력 시스템 공학의 주 구성 분야는 원자로 및 연료이다. 따라서 본 전공에서 제공되는 교육내용을 간단히 살펴보면 연료가 장전된 원자로심에서의 핵반응 기구(Mechanism)와 핵반응으로 발생한 열의 이동 거동 현상에 대한 노심 핵ㆍ열수력 설계 및 관련 기술, 열의 이동과 이의 기구, 현상 및 관련 시스템에 관한 유체계통 설계 및 관련기술, 원자력 시스템의 기계구조 설계 및 관련기술, 각종 과도현상 및 사고현상 시의 시스템의 거동 분석 및 안전해석 기술, 시스템 전체의 안전성 평가 및 관련기술, 중대사고 방지 기술 및 완화 관련 설계 및 해석기술, 시스템에 접목된 주요 계통 및 기술현상의 열수력적 거동의 현상확인과 기술검증 관련 열수력 실험 및 기술, 첨단연료의 설계, 해석, 거동분석, 제조에 관련된 첨단 기술, 노심 핵설계 및 각종 해석에 필수적 자료인 연료에 포함된 당초의 원소핵종과 핵반응을 거치면서 생성되는 각종 원소 핵종에 관한 기본 핵 자료 생산 이론 및 관련기술, 원자력 시스템의 보호를 위한 각종 계측제어 관련 첨단 기술 등에 관한 강의와 이론 교육이 제공된다. 또한 실질적으로 수행중인 프로젝트에 참여함으로써 위에 설명한 모든 분야에 대한 개별적, 종합적 현장 연구 기회가 제공되며 아울러 다양한 개발 기술 및 연구현황에 대한 세미나, 전문가와의 토의 등을 통해서 연구역량 제고를 위한 종합적 연구개발교육 기회가 제공된다.

학생현황

학생현황
재학생 1명 석사과정 평균입학연령 25.01세
휴학생 1명 박사과정 평균입학연령 28.45세
수료생 5명 통합과정 평균입학연령 25.61세
석사졸업생 23명 석사과정 평균졸업기간 2.06년
박사졸업생 9명 박사과정 평균졸업기간 4.82년
외국인 재학생수 - 통합과정 평균졸업기간 6.32년

학생 연구실적

검색
소속전공 정보
소속전공 제공합니다.
연도 연구실적 구분 게재지 연구실적명
2019 학술지 NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING 방사화 조건에서 저 pH, 고 아이오딘 농도 수용액에서의 휘발성 아이오딘 거동에 관한 연구
2017 학술지 JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY 발전소 완전전력상실사고시 격납용기 반응해석
2017 학술지 NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 운전원의 사고회복조치가 취해진 상태의 중대사고 진행에 대한 해석
2015 학술지 International Journal of Multiphase Flow A new method of relating a chord length distribution to a bubble size distribution for vertical bubbly flows
2015 학술지 Nuclear Technology MARS-KS CODE AND SENSITIVITY ANALYSIS OF A PRESSURE WAVE PROPAGATION TEST PERFORMED in the PMK-2 Test Facility
2015 학술지 Nuclear Engineering and Design Systematic analysis of a station blackout scenario for APR1400
2014 학술지 International Journal of Physical, Nuclear Science and Engineering Analyses for Primary Coolant Pump Phenomena for Jordan Research and Training Reactor
2014 학술지 Annals of Nuclear Energy Application of Nonlinear Nodal Diffusion Method for a Small Research Reactor
2014 학술지 Annals of Nuclear Energy Application of Nonlinear Nodal Diffusion Method for a Small Research Reactor
2014 학술지 Review of Scientific Instruments Assessment & modification of an ion source grid design in KASTR neutral beam system
2014 학술지 Journal of the Korean Physical Society Characterization of tourmalines enhancement and study on correlations between structural and chemical behavior by neutron diffraction
2014 학술지 Annals of Nuclear Energy Depletion analysis of control absorber in a small research reactor
2014 학술지 Annals of Nuclear Energy Depletion analysis of control absorber in a small research reactor
2014 학술지 Nuclear Engineering & Technology Experimental Investigation of Convective Heat Transfer in Narrow Rectangular Channel for Upward and Downward Flows
2014 학술지 Annals of Nuclear Energy Metal plate target design for the lead slowing down time spectrometer (LSDTS)
2014 학술지 Annals of Nuclear Energy Metal plate target design for the lead slowing down time spectrometer (LSDTS)
2014 학술지 Physics of Metals and Metallography Quantitative Study of Multi-Phases in TRIP-Aided Steels by Means of Neutron Diffraction: a Review
2014 학술지 Progress in Nuclear Energy Thermal hydraulic analyses of JRR-3: Code-to-code comparison of COOLOD-N2 and TMAP
2014 학술지 Progress in Nuclear Energy Thermal hydraulic analyses of JRR-3: Code-to-code comparison of COOLOD-N2 and TMAP
2014 학술지 Annals of Nuclear Energy Transient thermal hydraulic analysis of the IAEA 10 MW MTR reactor during Loss of Flow Accident to investigate the flow inversion
2014 학술지 Annals of Nuclear Energy Transient thermal hydraulic analysis of the IAEA 10 MW MTR reactor during Loss of Flow Accident to investigate the flow inversion
2013 학술지 International Journal of Multiphase Flow An application of the wavelet analysis technique for the objective discrimination of two-phase flow patterns
2013 학술지 The Journal of Computational Multiphase Flows The Effect of Bubble-induced Turbulence on the Interfacial Area Transport in Gas-Liquid Two-Phase Flow