• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 1998.10a
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• pp.37-37
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• 1998

중형항공기용 터보펜 엔진의 성능모사와 LQR 제어기 설계에 대한 연구를 수행하였다. 동적 성능모사를 설계점으로 선정한 지상최대이륙조건과 탈설계점으로 선정한 최대상승조건과 순항조건에 대하여 Step 증가, Ramp 증가, Ramp 감소, Step증가 후 Ramp 감소의 4가지 연료공급에 조건에 대하여 수행되었다. 성능모사 결과 모든 비행조건에서 연료를 Step 증가시킬 경우 고압터보빈의 입구온도가 제한온도인 3105$^{\circ}$R을 초과함을 확인하였고, 최대 상승조건에서 연료를 Step 증가시킬 경우가 4.5초 이내에 Ramp 증가시킬 경우 고압압축기에 서지가 발생함을 확인하였다. 따라서 고압터어빈의 오버슈트와 고압압축기의 서지를 동시에 제어할 수 있는 다변수 제어기의 설계가 필요함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korea Society of Information Technology Applications Conference
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• 2002.06a
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• pp.97-98
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• 2002

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1998.10a
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• pp.69-74
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• 1998

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.05a
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• pp.117.2-117.2
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• 2004

• Proceedings of the Optical Society of Korea Conference
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• 2006.07a
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• pp.223-224
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• 2006

• The Korean Journal of Rheology
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• v.9 no.4
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• pp.163-173
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• 1997

Polystyrene/polycarbonate 조성이 약 50/50인 3종류의 Poly(carbonate-g-styrene) 공중합체의 동적 탄성율, E*($\omega$)와 동적 스트레인-광학계수 O*($\omega$)을 유리전이 영역부근의 여러온도에서 동시에 측정하여 연구하였다. 두 개의 공중합체는 각각의 스티렌 그라프트쇄 에 5, 10 wt%의 MAH를 함유하고 있다. 이들 공중합체의 E*($\omega$)와 O*($\omega$)완화거동과 그라 프트 공중합체의 상용성과 연관하여 비교 고찰하였다. 공중합체들의 E*($\omega$)는 전형적인 무 정형 고분자의 유리전이 완하거동을 보였으며 정성적인 차이를 발견할수 없었다. 그러나 고 강도의 단일 tan$\delta$분산의 저주파수 영역에 미세분산을 나타내, 공중합체는 2상으로 분리되 어 있음이 추정되엇다. 폴리스티렌 그라프트체에 무수 말레인산 함유량이 증가함에 따라, 저 주파수 영역의 미세피크가 $\alpha$주분산에 병합되어 성분 고분자간의 상호 형동성이 증가함을 알수 있었다. 3공중합체의 유사한 기계적 특성과는 달리, 광학적 완화 스펙트럼 O*($\omega$)는 정 성적으로 명확한 차이를 보여 공중합체들의 광학완화 거동이 명확히 다름을 나타냈다. 기계 적 특성보다는 광학적 특성이 공중합체내의 성분 고분자의 미세한 완하 거동에 훨씬 민감한 응답을나타냈다. 이러한 특성적인 공중합체의 O*($\omega$)차이를 공중합체의 조성단일 고분자 PS, PC의 O*($\omega$)의 가성성을 가정하여 모사하였다 모사에서 구한 광학적 부분 기여 파라메 터를 사용하여 공중합체의 상용성을 고찰하였다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.21 no.4
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• pp.383-390
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• 2008

This paper presents the formulation and numerical implementation of a spectral scheme specially developed to simulate dynamic fracture events in unidirectional and cross-ply fiber-reinforced composites. The formulation is based on the spectral representation of the transversely isotropic elastodynamic relations between the traction stresses along the fracture plane and the resulting displacements. Example problem of dynamically propagating cracks in fiber-reinforced composites is investigated and compared with reference solutions available in the literature and/or experimental observations. This scheme can be directly applicable to the interfacial fracture analysis in the FRP reinforced concrete structures.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1994.11a
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• pp.150-154
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• 1994

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP 언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 '최종정상상태'를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. CANDU-6 단계감발 운전시 동적 거동을 원자로 설계자료인 '예비 안전성 평가 보고서(PSAR)'와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다

• Journal of Energy Engineering
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• v.4 no.1
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• pp.103-114
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• 1995

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP(Dynamic Simulator for Nuclear Power-plants)언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차 냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해 본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 최종정상상태를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. 최종 정상상태 회귀 이전의 동적 거동을 원자로 설계자료인 예비 안전성 평가 보고서(PSAR)와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전 자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다.

• Nuclear industry
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• v.16 no.1 s.155
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• pp.70-84
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• 1996

시뮬레이터를 기반으로 하는 CANDU 설계분석시스템 구축을 장기목표로 한 플랜트-제어모사해석기는, 단기적으로는 플랜트의 동적 성능 분석에 의한 원자력 엔지니어들의 개념교육, 발전소 운전원들에 대한 현상학적 발전소 거동이해, 종합적 엔지니어링 시뮬레이터 개발을 위한 R&D 도구로서의 역할이 기대되며, 장기적으로는 엔지니어링 데이터베이스의 공유를 통한 CADD, 시뮬레이터를 이용한 플랜트설계분석시스템의 통합을 이룰 수 있는 기반기술로 자리잡게 될 것이다. 특히 가상현실이라는 개념을 도입해 값비싼 실제 플랜트시설 없이 다양한 운전상황하에서의 플랜트의 성능과 상태를 현장감 있는 환경을 구성해서 모니터링하고 예측할 수 있는 기술의 개발에 활용될 것이다.