• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.687-700
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• 1995

제안된 CANDU-9 원자로의 열수력 과도변화상태가 해석되었으며 주요한 몇개의 과도변화가 열수송 계통의 설계요건을 만족시키는지에 대해 평가되었다. 열수송계통의 과도변화시 핵연료의 건전성과 계통압력상승의 제한 측면에서 분석된 본 해석결과에 따라서 제안된 열수송계통형상과 열수송계통기기의 예비 크기가 확정 및 검증되었다. AECB R-77 요구조건에 대한 CANDU-9 원자로의 만족여부를 평가하였다. 해석결과, 각 과도변화시 원자로 모관의 고압첨두치가 ASME코드의 요구조건에 따른 허용범주내에 있었으며 핵연료의 건전성이 확인되었다. 원자로 가동운전시 제안된 CANDU-9 원자로의 고유적인 핵연료채널을 통한 역류현상을 규명하기 위하여 한개의 펌프가 시동될때의 과도변화현상을 해석하였다.

• 한국인지과학회:학술대회논문집
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• 한국인지과학회 2006년도 춘계학술대회
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• pp.91-94
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• 2006

이 논문의 목적은 문맥과 해석이 1 대 1 대응을 갖는 것을 입증하는 것이다. 먼저, 문맥이 등위접속문의 처리시간을 단축하는 것을 입증하기 위하여 두 차례에 걸쳐서 실험을 실시하였다. 실험 결과는 문맥이 등위접속문의 처리시간을 단축하는 것을 입증한다. 실험 결과의 논의에서는 등위접속문의 처리시간을 단축하는 문맥효과를 해석과 연결하여 살펴본다. 첫째로, 문맥은 등위접속문의 수없이 많은 가능한 해석 중에서 하나의 가능한 해석만을 선택한다. 즉, 문맥은 해석 선택 장치로서 등위 접속문의 처리 시간을 단축한다. 둘째로, 문맥은 등위접속문의 연역과정을 단축하는 효과를 갖는다. 즉, 문맥은 추론제거장치로서 등위접속문의 처리시간을 단축한다. 해석선택장치로서의 문맥과 추론제거장치로서의 문맥은 문맥과 해석이 1 대 1 대응을 갖는 것을 보여준다.

• 한국정보과학회 언어공학연구회:학술대회논문집(한글 및 한국어 정보처리)
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• 한국정보과학회언어공학연구회 1996년도 제8회 한글 및 한국어 정보처리 학술대회
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• pp.231-234
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• 1996

가능한 모든 형태소 해석을 찾아내는 한국어 형태소 해석기들은 필요 이상으로 많은 수의 형태소 해석 결과를 생성하기 때문에, 자연언어 처리 시스템의 상위 과정, 즉 구문해석, 의미해석 등에 큰 도움이 되지 못하고 있는 실정이다. 이러한 문제점을 해결하기 위해서, 본 논문에서는 어휘화된 배열규칙과 형태적 포섭관계와 같은 언어지식을 이용해서, 형태소 해석의 모호성 축소 방법을 제안하고자 한다. 실험 및 평가를 위해서 KAIST 말뭉치를 이용하였으며, 평가의 기준을 설정하기 위해서 품사 쌍의 접속정보를 배열규칙으로 하는 한국어 형태소 해석기를 사용하였다. 어휘화된 배열규칙과 형태적 포섭관계를 이용했을 경우, 각각 54%와 40.4%의 형태소 해석의 모호성 감소율을 보였으며, 이들 두 방법을 동시에 적용했을 경우, 67.5%의 형태소 해석의 모호성 감소율을 보였다.

• 에너지공학
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• 제8권2호
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• pp.333-340
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• 1999

과냉수에서의 난류 증기응축 제트에 대한 수치해석 연구가 수행되었다. 증기와 과냉수 사이에 국부 균질유동을 가정하고 난류 특성은 난류 확산화염에서 사용되는 $textsc{k}$-$\varepsilon$-g 모델을 사용하여 증기응축 유동 현상에 대한 물리적 모델을 제안하였다. 즉, 난류는 난류 운동 에너지와 운동 에너지 소멸률로 모사되고 증기와 과냉수의 혼합률비에 대한 평균값과 변동량에 대한 미분 방정식을 추가하여 직접 풀고 혼합률비에 확률분포 함수를 적용하여 열역학 변수의 평균값을 구한다. 증기 질량 유속, 과냉수 온도와 노즐 직경을 변화시키며 증기응축제트의 특성을 해석하였다. 본 해석에 사용된 모델을 평가하기 위해 기존의 실험 데이터를 사용해서 수치해석 결과와 실험치를 비교하여 만족할 만한 결과를 얻었다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 1997년도 하계학술대회 논문집 D
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• pp.878-879
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• 1997

본 논문에서는 전자기 과도현상 해석을 위한 다단자 회로망 등가표현법을 제안한다. 이 방법은 M개의 경계모선을 가진 축약대상 계통의 과도특성을 시간 영역에서 분석하며 이를 이용해 M 개의 노톤형 이산시간 등가 어드미턴스 필터꼴의 등가시스템을 구현한다. 이 때 각각의 등가 어드미턴스 필터 모델들은 해당 경계모선에서의 구동점 어드미턴스 특성을 나타내는 부분과 나머지 M-1 개의 등가 종속전류원으로 구성된다. 또한 이 등가 종속전류원들은 각 경계모선을 연결하는 분포정수 회로요소들로 인한 시지연 효과를 명확하게 반영할 수 있는 구조를 갖는다. 완성된 M 단자쌍 모델을 해석대상 시스템에 대한 이산시간 표현형과 쉽게 결합하여 원하는 전자기 과도현상 모의해석을 수행할 수 있다. 축약대상 시스템과 2 개의 경계모선을 통해 연결된 시험계통을 대상으로 모선지락 사고시 과전압과 스위칭 써지를 모의해석한 결과 제안하는 방법이 타당함을 확인할 수 있었다.

• 한국추진공학회지
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• 제8권4호
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• pp.67-75
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• 2004

액체로켓 엔진시스템에 있어서 과도 해석은 시스템 시험 항목이나 시험 횟수의 선정과 개발 기간 등의 단축을 위해 반드시 필요한 항목이다. 본 연구에서는 터보펌프 공급식 로켓 엔진의 수학적 모델을 구성하였으며. 이를 이용하여 추력 제어 밸브의 개도 변화에 따른 엔진의 작동 모드 변화에 대한 과도해석을 수행하였다. 검증을 위하여 AnaSyn을 이용한 모드 해석 결과와 비교하여 2% 범위 내로 일치하는 것을 확인하였다. 또한 로켓 엔진 시스템의 과도해석 모델을 이용하여 엔진 구성품에 대한 시스템 차원의 설계 변수 결정이 가능함을 보였다. 압력안정기(pressure stabilizer)는 가스발생기 혼합비를 균일하게 유지시켜주는 장치로서, 이에 대한 감쇠 강제진동 모델을 세워 고유진동수와 감쇠비의 함수로 안정 영역을 구하였다.

• 한국경영과학회:학술대회논문집
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• 대한산업공학회/한국경영과학회 2000년도 춘계공동학술대회 논문집
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• pp.369-372
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• 2000

원자력발전소의 과도상태와 불시정지에 대한 운전원의 진단 및 대응능력을 향상시키기 위하여 활용되고 있는 훈련용 시뮬레이터는 운영중인 발전소를 모델링하여 이를 응용 소프트웨어로 개발한 후 컴퓨터와 하드웨어 장비에 통합시킨 방식으로 개발되어 왔다. 이러한 개발방법은 훈련용 시뮬레이터 개발에 상당한 비용과 시간을 요구한다. 특히 시뮬레이션 소프트웨어 개발에 대한 상당한 투자가 요구된다. 본 연구에서는 원자력발전소 설계 시에 시스템 해석을 위하여 사용되는 열수력 및 안전해석 코드를 이용하여 훈련용 시뮬레이터를 단기간에 저비용으로 개발하는 전략을 제시한다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2006년도 춘계학술대회 논문집 전기기기 및 에너지변환시스템부문
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• pp.173-175
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• 2006

소형화 되어 가는 전기기기에 따른 소형 모터가 요구되고 있다. 소형 모터 중 높은 정지 토크 및 높은 효율 등의 장점을 가진 소형 로터리 초음파 모터는 여러 목적에 쓰이고 있다. 하지만 주로 경험적인 방법 또는 상용 해석툴이 소형 로터리 초음파 모터의 해석에 주로 사용되었다. 따라서 소형 로터리 초음파 모터의 체계적인 해석 방법이 필요하다. 본 논문에서는 우선 소형 로터리 초음파 모터의 동작 원리를 통해 진행파의 존재를 확인하였고, 유한요소법 해석법을 통해 과도 및 정상 상태의 소형 로터리 초음파모터를 설계하고 해석하였다. 이 해석결과를 이용하여 소형 로터리 초음파 모터의 동작 특성 또한 해석하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.160-165
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• 1996

중수로형 원전에서 일차측 냉각수를 순환시키는 주연수송펌프가 정상운전중 갑자기 정지하는 사고를 강제순환 상실사고라 한다. 강제순환 상실사고는 주열수송계통을 과도압력상태로 만들며, 일반적으로 펌프에 공급되는 IV등급전원 상실사고와 기계적 손상에 의한 주열수송펌프 고착사고로 분류할 수 있다. 본 논문에서는 강제순환 상실사고에 대하여 중수로계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT를 이용하여 주열수송계통의 과도압력상태를 해석하였다. 카나다 원자력 규제위원회(AECB)의 과압 방지조건인 R-77 요구조건에 적절한 유효트립변수를 결정하기 위한 해석이 수행되었으며, 증기발생기 오염상태와 액체방출밸브 작동여부가 고도압력상태에 미치는 영향을 고찰하여 보수적 조건을 제시하였다. 또한 위와같이 결정된 보수적 조건을 근거로 ASME 코드에 명시된 과압 한계치에 대한 만족여부와 과도압력상태에 따른 주열수송계통의 열수력학적 거동을 고찰하여 보았다. 해석결과, 강제순환상실사고시 주열수송계통은 R-77 요구조건에 적합한 원자로트립변수에 따라 안정화되었으며, 계통의 최대압력은 ASME 코드가 규정한 한계치내에 있음을 알 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.67-72
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• 1996

수격현상(Waterhammer)으로 인한 과도압력하중은 월성원자력발전소 비상노심냉각계통 (Emergency Core Cooling System : ECCS) 설계의 주요 고려사항이다. 비상노심냉각계통은 특수안전계통으로서 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident : LOCA)후 일차열수송계통을 다시 채워주고 핵연료 손상을 막기위해 노심으로부터 잔열 및 붕괴열을 제거한다. 일차열수송계통으로의 비상냉각수 주입은 고압주입, 중압주입, 저압주입 3 단계로 주입된다. 과도압력이 발생될 것으로 예상되는 고압주입과 중압주입에 대한 6가지 사례들이 ECCS의 배관과 지지대 설계를 위해 고려되었다. 모든 사례에 대한 비상노심냉각계통의 과도압력 현상은 PTRAN 코드에 의해 해석 되었고 해석된 최고과도압력은 설계압력보다 작음을 알게 되었다. 모든 사례의 최고압력과 최고차압은 비상노심냉각계통 배관 및 지지대 설계를 위한 응력해석 자료로서 사용될 것이다.