본 논문은 셀룰러 폰, PDA, 노트북 등과 같은 휴대 단말 시스템에서 내장형으로 사용될 수 있는 32비트 RISC 코어 구현에 대해서 기술하였다. RISC 코어는 ARM$\circled$V4 명령어 셋을 따르며 전형적인 5단 파이프 라인으로 동작한다. 또한 보다 향상된 코드 밀도를 위해 Thumb 코드를 지원하고, 파이프라인 레지스터의 동적 전력 관리 기법을 사용한다. RTL 수준에서 VHDL로 모델링된 코어는 ADS의 ARMulator와 비교 검증되었으며 평균 CPI는 1.44이다. 검증이 완료된 코어는 $0.6{\mu}m$ CMOS 1-poly 3-metal 셀라이브러리를 사용하여 합성 및 레이아웃되었으며 크기는 약 41,000 게이트이고, 예상 동작주파수는 45 MHz이다.
Coolant mixing under natural circulation flow regime constitutes a key parameter that may play a role in the course of an accidental transient in a nuclear pressurized water reactor. This issue has motivated some experimental investigations carried out within the OECD/NEA PKL projects. The aim was to assess the coolant mixing phenomenon in the reactor pressure vessel downcomer and the core lower plenum under several asymmetric steady and unsteady flow conditions, and to provide experimental data for code validations. Former studies addressed the mixing phenomenon using, on the one hand, one-dimensional computational approaches with cross flows that are not fully validated under transient conditions and, on the other hand, expensive computational fluid dynamic tools that are not always justified for large-scale macroscopic phenomena. In the current framework, an unsteady coolant mixing experiment carried out in the Rossendorf coolant mixing test facility is simulated using the three-dimensional porous media capabilities of the thermal-hydraulic system CATHARE code. The current study allows highlighting the current capabilities of these codes and their suitability for reproducing the main phenomena occurring during asymmetric transient natural circulation mixing conditions.
In this paper, nuclear data for cross sections of the $^{64}Zn(n,2n)^{63}Zn$, $^{64}Zn(n,3n)^{62}Zn$, $^{64}Zn(n,p)^{64}Cu$, $^{66}Zn(n,2n)^{65}Zn$, $^{66}Zn(n,p)^{66}Cu$, $^{67}Zn(n,p)^{67}Cu$, $^{68}Zn(n,p)^{68}Cu$, and $^{68}Zn(n,{\alpha})^{65}Ni$ reactions were studied for neutron energies up to 40 MeV. In the nuclear model calculations, TALYS 1.6, ALICE/ASH, and EMPIRE 3.2 codes were used. Furthermore, the nuclear data for the (n,2n) and (n,p) reaction channels were also calculated using various cross-section systematics at energies around 14-15 MeV. The code calculations were analyzed and obtained using the different level densities in the exciton model and the geometry-dependent hybrid model. The results obtained from the excitation function calculations are discussed and compared with literature experimental data, ENDF/B-VII.1, and the TENDL-2015 evaluated data.
In this paper, we introduce SR-additive codes as a generalization of the classes of ${\mathbb{Z}}_{p^r}{\mathbb{Z}}_{p^s}$ and ${\mathbb{Z}}_2{\mathbb{Z}}_2[u]$-additive codes, where S is an R-algebra and an SR-additive code is an R-submodule of $S^{\alpha}{\times}R^{\beta}$. In particular, the definitions of bilinear forms, weight functions and Gray maps on the classes of ${\mathbb{Z}}_{p^r}{\mathbb{Z}}_{p^s}$ and ${\mathbb{Z}}_2{\mathbb{Z}}_2[u]$-additive codes are generalized to SR-additive codes. Also the singleton bound for SR-additive codes and some results on one weight SR-additive codes are given. Among other important results, we obtain the structure of SR-additive cyclic codes. As some results of the theory, the structure of cyclic ${\mathbb{Z}}_2{\mathbb{Z}}_4$, ${\mathbb{Z}}_{p^r}{\mathbb{Z}}_{p^s}$, ${\mathbb{Z}}_2{\mathbb{Z}}_2[u]$, $({\mathbb{Z}}_2)({\mathbb{Z}}_2+u{\mathbb{Z}}_2+u^2{\mathbb{Z}}_2)$, $({\mathbb{Z}}_2+u{\mathbb{Z}}_2)({\mathbb{Z}}_2+u{\mathbb{Z}}_2+u^2{\mathbb{Z}}_2)$, $({\mathbb{Z}}_2)({\mathbb{Z}}_2+u{\mathbb{Z}}_2+v{\mathbb{Z}}_2)$ and $({\mathbb{Z}}_2+u{\mathbb{Z}}_2)({\mathbb{Z}}_2+u{\mathbb{Z}}_2+v{\mathbb{Z}}_2)$-additive codes are presented.
Rammah, Y.S.;Mahmoud, K.A.;Mohammed, Faras Q.;Sayyed, M.I.;Tashlykov, O.L.;El-Mallawany, R.
Nuclear Engineering and Technology
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제53권8호
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pp.2661-2668
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2021
Gamma radiation shielding features for three series of binary alloys identified as (Pb-Sn), (Pb-Zn), and (Zn-Sn) have been investigated. The mass attenuation coefficients (µ/ρ) for the selected alloys were simulated using the MCNP-5 code in the energy range between 0.01 and 15 MeV. Moreover, the (µ/ρ) values were computed using WinXCOM database in the same energy range to validate the simulation results. Results reveal a good agreement between the simulated and computed values. The half value layer (HVL), mean free path (MFP), effective atomic number (Zeff) and exposure buildup factor (EBF) were evaluated for the selected binary alloys. Results showed that the PS1, PZ1, and ZS2 alloys have the best shielding parameters and better than the commercially standard and available radiation shielding materials. Therefore, the investigated alloys can be used as effective radiation shielding materials against gamma ray with energies between 0.01 and 15 MeV.
A key element of the safety analysis is Loss of Coolant Analysis (LOCA) which must be performed using system thermal-hydraulic codes. These codes are extensively validated against separate effect and integral experiments. RELAP/SCDAPSIM is one such code that may be used to predict LBLOCA response in a CANDU reactor. The RD-14M experiment selected for the Best Estimate Plus Uncertainty study is a 44 mm (22.7%) inlet header break test with no Emergency Coolant Injection. This work has two objectives first is to simulate pipe break with RELAP and compare these results to those available from experiment and from comparable TRACE calculations. The second objective is to quantify uncertainty in the fuel element sheath (FES) temperature arising from model coefficient as well as input parameter uncertainties using Integrated Uncertainty Analysis package. RELAP calculated results are found to be in good agreement with those of TRACE and with those of experiments. The base case maximum FES temperature is 335.5 ℃ while that of 95% confidence 95th percentile is 407.41 ℃ for the first order Wilk's formula. The experimental measurements fall within the predicted band and the trends and sensitivities are similar to those reported for the TRACE code.
환자의 CT자료를 기반으로 만들어진 3차원상의 표적물질에 전자 및 광자의 전달 현상을 계산하는 몬테카를로(MC) 도즈계산용 병렬프로그램 (PMCEPT 코드)을 개발하여 베어울프 PC 클러스터에 탑제하였다. 시뮬레이션에서 오차를 최소화하고 코드를 더욱 발전시키기 위해서는 현재의 MC 코드의 한계를 아는 것이 매우 유익하다. 이러한 관점에서 저자는 PMCEPT코드를 이용하여 이질 혹은 동질의 표적물질에서 표준화된 깊이 도즈를 계산하여 잘 알려진 다른 코드들, MCNP5, EGS4, DPM, GEANT4 및 실험결과와 비교를 하였다. PMCEPT결과는 이질 혹은 동질의 표적에서 다른 코드들과 $1{\sim}3%$ 오차 범위 안에서 잘 일치하였다. 계산시간 비교에 있어서도 PMCEPT 코드가 MCNP5 보다는 약 20배, GEANT4코드보다는 약 3배정도 빨랐다. 이러한 결과를 종합하면, PMCEPT코드는 의학물리분야의 시뮬레이션 코드로 사용하기에 매우 좋은 것으로 사료된다.
본 논문에서는 반도체 소자 제조 기술의 발전을 위하여 극 저 에너지 붕소(B),인(P), 및 비소(As) 이온 주입시 발생되는 채널링 현상이 초미세 접합깊이 형성에 미치는 영향에 관한여 개선된 MDRANGE 시뮬레이션 결과를 통하여 보여주고 있다. 본 연구에서 시뮬레이션된 5keV 이하의 에너지에서 조차도 이온 채널링 현상은 불순물의 농도 분포에 중요한 영향을 미치게 되는 것을 알 수 있었다. 붕소의 경우 500eV 이상의 에너지에서, 인의 경우 2 keV 이상의 에너지에서, 그리고 비소의 경우 대략 4 keV 이상의 에너지에서 채널링 현상이 불순물 분포에 크게 영향을 미치는 것으로 예측되었다. 또한 1 keV 붕소, 2 keV 인, 그리고 5keV 비소 이온 주입 에너지에서 경사도 7°인 경우와 경사도 0°인 경우의 2차원적인 농도분포를 통하여 채널링 현상이 측면 방향보다는 깊이 방향으로 대부분 발생되는 것을 볼 수 있었다.
미더덕으로부터 GAGs는 1/60 M sodium phosphate buffer로 $105^{\circ}C$로 열수 추출하는 것이 가장 경제적인 것으로 나타났다. 이렇게 추출한 GAGs의 $SO_4$ 함량은 31.2%, 회분 함량은 22.2%이다 회분 함량의 증가는 sodium phosphate의 사용으로 추정되며, 이것은 무기질 분석에서 Na의 함량이 총 무기질의 47.6%를 차지하고 있다는 것으로 뒷받침한다. 일반 성분, HPLC 분석, 당 분석, 아미노산 분석의 결과로 GAGs의 주된 구조는 glucosamine과 galacturonic acid로 결합되어 있으며, 당과 단백질은 threonine으로 연결되어 있다는 것을 알 수 있다. 화장품 원료 규격에 적합한 제단백은 5.0%, 10.0%, 20.0% TCA(w/v) 처리, 10.0%, 20.0%, 40.0% HCl(v/v) 처리, UF(ultra filteration)를 포함한 10.0% TCA(w/v), 20.0% S-SAS(w/v), 25.0% HCl(v/v) 처리가 가능하며, 이중 5.0% TCA(w/v) 및 10.0% HCl(v/v)의 처리가 가장 경제적이며 효율적이라는 것을 알 수 있었다.
본 논문에서는 IEEE 802.11n 무선 랜 표준에 규정된 3가지 블록길이(648, 1296, 1944)와 4가지 부호율(1/2, 2/3, 3/4, 5/6)을 지원하는 LDPC 복호기를 최소합 알고리듬과 layered 복호방식을 적용하여 설계하였다. 검사노드 값과 패리티 검사 행렬 정보의 효율적인 저장방법을 통해 메모리 용량을 최소화하였으며, 또한 효율적인 검사노드 메모리 어드레싱 방법을 적용하여 stall 없이 메모리 읽기/쓰기가 가능하도록 하였다. 설계된 회로는 FPGA 구현을 통해 하드웨어 동작을 검증하였으며, $0.18-{\mu}m$ CMOS 셀 라이브러리로 합성한 결과 219,100 게이트와 45,036 비트의 메모리로 구현되었고, 50 MHz@2.5V로 동작하여 164~212 Mbps의 성능을 갖는 것으로 평가되었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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