최근 VHDL 코딩 및 합성방법에 의한 설계가 널리 사용되고 있다. 집적도가 증가함에 따라 VHDL에 의한 설계 또한 그 분량이 증가하여 많은 코딩오류가 발생하고 있으며, 이를 검색하는데 많은 시간과 노력이 소요되고 있다. 본 논문에서는 VHDL 행위-레벨 설계를 대상으로 코딩오류를 검색하는 방법을 제안하였다. 그 방법에 있어서는 검색패턴을 생성하여 오류가 없는 응답과 설계의 응답을 비교함으로써 설계오류를 찾는 방법을 택하였다. 따라서 본 논문에서는 코딩오류를 검색하기 위한 검색패턴을 생성하는 알고리듬을 제안하였다. 검색패턴 생성은 각 코드에 대해 수행하며, 할당오류와 조건오류를 구분하여 수행하였다. 패턴생성을 위해 VHDL 코드를 CDFG로 변환하여 사용하며, CDFG상의 경로를 탐색하여 패턴생성에 필요한 정보를 추출한다. 경로탐색은 오류가 발생하였다고 가정한 지점으로부터 역방향 탐색과 정방향 탐색을 수행하여 패턴을 생성한다. 제안한 알고리듬은 C-언어로 구현하였다. 펜티엄-Ⅱ 400MHz의 환경에서 여러 가지 VHDL 행위-레벨 설계를 대상으로 제안한 알고리듬을 적용하였다. 그 결과, 고려한 모든 설계의 모든 코드에 대한 검색패턴을 생성할 수 있었으며, 가정한 모든 오류를 검색할 수 있었다. 검색패턴 생성에 소요되는 시간은 고려한 모든 대상 설계에서 1초 미만의 CPU 시간을 보여 속도면에서도 매우 우수함을 나타내었다. 따라서 본 논문에서 제안한 검색방법은 VHDL에 의한 설계에서 설계검증에 필요한 시간과 노력을 상당히 감소시킬 것으로 기대된다.
고속철도 교량 상에 설치되는 장대레일은 궤도와 교량의 상호작용에 의해 레일에 발생하는 축력분포가 토노반상에 비해 매우 복잡하며, 교량에 가해지는 외력의 영향이 추가로 발생되어 장대레일 축력과 함께 추가적인 문제를 야기한다. 이상과 같은 궤도-교량 상호작용에 의해 발생되는 각종 물리적인 현상을 해석하고 제한하기 위해서 국내에서는 교량 상 궤도 설계 시 설계지침(KR C-08080, 궤도-교량 종방향 상호작용 해석)을 운영하고 있다. 국내의 궤도/교량 상호작용 해석 및 설계 기술은 유럽의 UIC 774-3R에서 제시된 해석방법과 기준을 적용하며, 보수적인 해석방법과 결정론적인 단일 물성치를 제시하고 있다. 최근 하중 이력을 고려한 궤도-교량 상호작용 해석기법에 대한 연구가 활발하게 진행되고 있으나, 하중이력에 의한 저항물성치 변화에 대한 연구는 미흡한 실정이다. 본 연구에서는 교량 상 콘크리트궤도에 사용되는 레일체결장치를 대상으로 하중이력에 대한 거동특성을 분석하였다. 이를 위하여 현장조건을 모사하여 종방향 하중과 수직하중을 재하하였으며, 실험결과 분석을 통하여 체결장치별 저항물성치(저항력, 탄성한계변위)를 제시하였다. 또한 코드에서 제시하는 물성치와 비교연구를 수행하였다.
고주파 열치료법은 1MHz 이상의 RF 고주파 전류를 전극을 통해 종양조직으로 공급, 가열하여 종양조직의 온도를 $42.0^{\circ}C$이상으로 상승시켜 열괴사시키는 치료법으로 알려져 있다. 인체 내에서 전자기에너지의 흡수와 전달을 위한 수학적으로 모델링과 생물학적인 신체조직의 온도 필드 분포의 해석과 평가를 통해 생체조직을 구성하는 분자들이 진동하면서 서로 마찰되어 열에너지로 전환되는 과정을 분석할 수 있다. 본 논문에서는 3차원 모델의 기하학적 형상의 성인남자 표준모델을 토대로 인체모형을 설정하고, 계산은 유한체적법 코드를 활용하였다. 인체에 전극을 장착하여 외부에서 유도되는 자기장을 모사한 쥴열이 공급되는 것으로 가정하였고 이에 대한 온도분포를 0-1,200초 동안 해석하였다. 시뮬레이션의 결과, 전달된 에너지는 전극의 가장자리로부터 전극의 안쪽으로, 피부 표면으로부터 피하층으로 점진적으로 침투되어 폐종양세포에 전달되어 종양이 열괴사하는 과정을 확인할 수 있었다.
2차원 방사선 측정시스템에서 측정된 감마선의 에너지 스펙트럼으로부터 실제 에너지 스펙트럼을 얻기 위하여 CsI(T1) 섬광계수기에 대한 EGS4 모의실험을 실시하였다. $0.1{\sim}2$ MeV의 감마선에 대하여 50 keV 간격으로 모의실험을 실시하여 $39{\times}39$ response matrix를 계산하였고 이에 대한 역행렬을 구하였다. 이를 이용하여 실제 측정된 Co-60 에너지 스펙트럼에 대하여 unfolding을 실시하였다. 그 결과 계산된 response matrix가 실제 스펙트럼 분석에 유용한 것으로 판단되었다.
Ferroelectric 물질은 고유전성, 자발분극과 전기장에 따른 유전상수의 변화 등의 특성을 가지고 있으므로 많은 연구가 진행중이다. 이러한 ferroelectric 물질의 유전 특성에 미치는 요소로는 물질의 조성비, 박막의 스트레스, 결정성 등이 있다. 특히 스트레스에 대한 연구가 활발히 진행중이다. 본 연구에서 산화물 인공격자를 이용하여 단일박막에서 얻을 수 없는 격자변형도를 얻어 격자 변형이 박막의 유전특성에 미치는 영향을 연구하였다. BaTiO$_3$ (BTO)/SrTiO$_3$ (STO) 산화물 인공격자를 Pulsed laser deposition (PLD)법으로 (La,Sr)CoO$_3$ 전극이 코팅된 MGO (100) 단결정 기판위에 증착시켰다. 적층 주기에 변화를 주어 BTO와 STO 각각 1.01~1.095와 0.925 ~ 1.003의 단일 막에서는 얻을 수 없는 격자 변형도를 얻었다. 이 실험적 데이터를 기초로 하여 density functional theory (DFT)라고 불리는 범함수밀도론를 기초한 제일원리적 계산 방법을 통하여 격자 변형된 SrTiO$_3$의 구조적, 전기적 특성을 계산하였다. SrTiO$_3$와 BaTiO$_3$ 격자의 안정성을 분석하기 위하여 Vienna Ab-intio Simulation Package (VASP) code가 사용되었다. SrTiO$_3$와 BaTiO$_3$ 산화물 격자의 안정성 분석 후, frozen-phonon 계산 방법을 사용하여 zone-centered optical phonon mode가 계산되었으며, mode effective charge는 Berry-phase polarization 으로부터 얻어졌다. SrTiO$_3$ 격자가 격자변형이 일어나지 않은 상태로부터 c/a= 0.985로 격자 변형 이 일어남에 따라 optical phonon mode는 점차 hardening되었다. BaTiO$_3$ 격자의 경우 SrTiO$_3$ 격자와는 달리 격자 변형이 1.01~1.023으로 진행됨에 따라 optical phonon mode의 증가를 가져왔으나 Born effective charge의 증가하였으며, 더 이상 격자 변형이 진행됨에 따라 optical phonon mode의 감소를 가져왔으나 Born effective charge의 증가 유전상수는 증가했다. 격자 변형이 SrTiO$_3$ 와 BaTiO$_3$ 산화물 격자의 optical phonon mode와 Born effective charge에 크게 영향을 미쳤다.
과학기술의 융 복합현상은 21세기 지식 기반 경제하에서 더욱 활발하게 진행됨에 따라 과학기술 분야를 적절히 분류해내고, 미래의 신성장 분야까지 포용할 수 있는 체계를 만드는 것이 결코 쉽지 않다. 특히, 이기종 도메인간 상호운용성 확보는 정보표준화, 정보서비스 분야와 같이 복잡하고 다양하게 구성된 시스템과 콘텐츠를 운영하는 영역에서 매우 중요한 사항이다. 이에, 본 연구에서는 각 콘텐츠 관리 서비스 기관이 분류체계 간 상호운용성을 갖을 수 있도록 분류체계를 유연적으로 수용 확장하기 위한 시스템적 해결방안을 제시하고자 한다. 특히 두 개 이상의 상이한 학술정보 자원의 주제분류간에 자동화된 매칭기법을 적용하여 상호운용을 가능케 하는 방법을 제시하였다.
비터비 알고리즘을 이용한 부분 응답 최대 유사도 (PRML) 검출 방법은 원래의 정보 시퀀스와 가장 유사한 시퀀스를 결정하기 위해 유사도 메트릭 계산 방법이 사용된다. 일반적으로, 트렐리스도에서 각 노드의 가지는 동일한 확률을 갖는다고 가정한다. 그러나, 최소 및 최대 런-길이 구속을 갖는 변조 코드가 사용될 경우, 코드의 특정 패턴에 대한 발생 비율(Ro)은 서로 다르게 되어, 결과적으로 이러한 가정은 틀리게 된다. 본 논문에서는 PRML 검출에 있어 코드의 특정 패턴에 대한 발생 비율을 이용한 유사도 메트릭 계산 방법을 제안한다. 모의 실험에서는 두 종류의 (1, 7) 런-길이 제한 코드에 대해 PR 목표 응답의 차수를 변화시켜 가면서 발생 비율을 계산하였다. 그 결과, 제안한 PRML 검출 방법은 고밀도 자기기록 및 광 기록 채널에서 기존의 PRML 방법과 비교하여 10/sup -5/ BER에서 약 0.5dB 이상의 SNR 성능 이득을 가져옴을 확인하였다.
본 논문에서는 Ring-헤드를 갖는 수직 자기기록 채널에 적합한 형태의 DC 성분이 억압된 일반화된 PRML(GPRML) 검출 방법을 제안하였다. 또한, 저주파수 영역의 잡음으로부터 데이터를 보호하기 위해 DC 성분이 제거된 코드의 사용을 고려하였다. 본 논문에서는 다양한 PRML 검출기에 코드율이 127/136인 DC 성분이 제거된 코드와 16/17 (=128/136)인 코드율을 갖는 DC 성분이 제거되지 않은 코드를 사용하여 SNR 성능을 분석한 결과, DC 성분이 제거되지 않은 코드에 제안한 GPRML 검출 방법을 사용한 경우, 기존의 PRML 방법을 사용할 때보다 10/sup -5/ BER에서 1dB 이상의 성능 이득을 보였고, DC 성분이 제거된 코드에 GPRML을 사용할 경우, 정규 밀도 3.3과 3.5에서 각각 1.4dB와 2.0dB의 성능 이득을 보였다.
원추형 빔 단층촬영 시스템의 효과적인 모사를 위하여 상용 몬테칼로 코드인 MCNP를 기반으로 한 전산모사 시뮬레이터를 개발하였다. 기본적으로 Visual $C++^{(R)}$를 이용하여 제작하였으며, 모델의 시각화를 위해 $OpenGL^{(R)}$ 라이브러리를 이용하여 개발하였다. 컴퓨터 단층촬영 시뮬레이션 수행을 위한 입력파일의 생성과 MCNP를 이용한 시뮬레이션 실행, 그리고 투과영상 생성과 단층영상 재구성을 수행할 수 있는 기능을 구현하였다. 개발한 시뮬레이터의 검증을 위하여 콘트라스트 팬텀(contrast phantom)에 대해 실험과 시뮬레이션을 수행하였다. 산란 엑스선, 영상센서의 잡음 및 픽셀 결함에 의한 structured noise 등을 시뮬레이션에서 고려하지 못했기 때문에 두 결과가 정확하게 일치하지는 않았으나, 매우 유사한 비교 결과를 얻을 수 있었다. 본 연구를 통해 개발한 MCNP 기반의 CBCT 전산모사 시스템은 CBCT의 이해, 실제 시스템의 설계 및 제작시에 도움을 줄 것으로 기대된다.
Swami, H.L.;Vala, S.;Abhangi, M.;Kumar, Ratnesh;Danani, C.;Kumar, R.;Srinivasan, R.
Nuclear Engineering and Technology
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제52권8호
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pp.1784-1791
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2020
The 14 MeV neutron generator facility is being developed by the Institute for Plasma Research India to conduct the lab scale experiments related to Indian breeding blanket system for ITER and DEMO. It will also be utilized for material testing, shielding experiments and development of fusion diagnostics. Occupational radiation exposure control is necessary for the all kind of nuclear facilities to get the operational licensing from governing authorities and nuclear regulatory bodies. In the same way, the radiation exposure for the 14 MeV neutron generator facility at the occupational worker area and accessible zones for general workers should be under the permissible limit of AERB India. The generator is designed for the yield of 1012 n/s. The shielding assessment has been made to estimate the radiation dose during the operational time of the neutron generator. The facility has many utilities and constraints like ventilation ducts, accessible doors, accessibility of neutron generator components and to conduct the experiments which make the shielding assessment challenging to provide proper safety for occupational workers and the general public. The neutron and gamma dose rates have been estimated using the MCNP radiation transport code and ENDF -VII nuclear data libraries. The ICRP-74 fluence to dose conversion coefficients has been used for the assessment. The annual radiation exposure has been assessed by considering 500 h per year operational time. The provision of local shield near to neutron generator has been also evaluated to reduce the annual radiation doses. The comprehensive results of radiation shielding capability of neutron generator building and local shield design have been presented in the paper along with detailed maps of radiation field.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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