• 대한전자공학회논문지SD
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• 제40권6호
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• pp.431-441
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• 2003

본 논문은 FPGA를 이용하여 시퀀스 제어용 32비트 마이크로프로세서를 설계하였다. 이를 위해 VHDL을 이용하여 톱-다운 방식으로 마이크로프로세서를 설계하였으며, 고속처리의 문제점을 해결하기 위해 프로그램 메모리부와 데이터 메모리부를 분리하여 설계함으로써 인스트럭션을 페치 하는 도중에 시퀀스 명령을 실행할 수 있는 Harvard 구조로 설계하였다. 또한 마이크로프로세서의 명령어들을 시퀀스제어에 적합하도록 RISC형태의 32 비트 명령어로 고정하여 명령어의 디코딩 시간과 데이터 메모리의 인터페이스 시간을 줄였다. 특히 설계된 마이크로프로세서의 실시간 디버깅 기능을 구현하기 위해 싱글 스텝 런, 일정 프로그램 카운터 브레이크, 데이터 메모리와 일치시 정지 기능 등을 구현함으로써 구현된 프로세서의 디버깅을 쉽게 하였다. 또한, 시퀀스제어에 적합한 펄스명령, 스텝 콘트롤 명령, 마스터 콘트롤 명령 등과 같은 비트 조작 명령과, BIN형과 BCD형 산술명령, 배럴 쉬프트명령 등을 구현하였다. 이와 같은 기능들을 FPGA로 구현하기 위하여 자이링스(Xilinx)사의 V600EHQ240(60만 게이트)과 Foundation 4.2i를 사용하여 로직을 합성하였다. Foundation 합성툴 환경에서 시뮬레이션과 실험에서 성공적으로 수행되었다. 본 논문에서 구현된 시퀀스 제어용 마이크로프로세서의 우수성을 보이기 위해 시퀀스제어용 명령어를 많이 가지고 있는 Hitachi사의 마이크로프로세서인 H8S/2148과 성능을 비교하여 본 논문에서 설계된 시퀀스 제어용 프로세서가 우수함을 확인하였다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권4호
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• pp.455-465
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• 2020

본 연구 목적은 선형가속기 표적(Target) 및 조준기(Collimator)에서 발생한 광중성자 특성을 평가하는 것이다. 전산모사 설계는 첫째, 표적은 단일물질 표적과 복합물질 표적으로 구성하였다. 둘째, 조준기 종류에 따라 원뿔형(Cone beam) 조준기와 부채꼴(Fan beam) 조준기로 구성하였다. 셋째, 부채꼴 조준기의 물질을 납(Pb)으로만 구성된 단일물질과 텅스텐(W)과 납으로 구성된 복합물질 조준기로 구성하였다. 연구 방법은 표적으로부터 100 cm 거리에서 가상의 구(Sphere) 표면에서 F2 Tally를 이용하여 광중성자 발생률과 에너지 스펙트럼을 계산하였다. 그 결과 광중성자 발생률은 첫째, 표적에 따라서는 20% 차이가 발생하였다. 둘째, 조준기의 종류에 따라서는 10% 차이가 발생하였다. 셋째, 조준기 물질에 따라서는 40% 차이가 발생하였다. 광중성자 스펙트럼에서도 평균 광중성자 플럭스(Flux)가 광중성자 발생량과 유사한 경향으로 나타났다. 이러한 결과로 9 MeV 선형가속기 광중성자 발생은 표적보다는 조준기에 의해 광중성자 발생이 증가하며, 조준기의 종류보다는 물질에 영향을 더 크게 받는 것을 확인할 수 있었다. 광중성자 발생이 적은 표적 및 조준기를 선택하여 운영하는 것이 가장 적극적인 방사선 방호가 될 것이다. 따라서, 본 연구는 컨테이너 보안 검색용 선형가속기 도입 및 운영 그리고 방사선 방호에 유용한 자료가 될 수 있을 것으로 생각된다.

• 대한전자공학회논문지SD
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• 제49권6호
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• pp.18-24
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• 2012

본 논문에서는 $0.18-{\mu}m$ CMOS 공정으로 제작된 무선 센서네트워크 송신기에 적용 가능한 50MHz/s 저전력 10비트 DAC 측정 결과를 제시한다. 제작된 DAC는 일반적 세그멘티드 방식과는 다르게 2단 온도계 디코더를 이용한 전류 구동 방식으로, 10비트를 상위 6비트와 하위 4비트로 나누어 구현하였다. 상위 6 비트의 온도계 디코더는 3비트의 행 디코더와 3비트의 열 디코더로 행과 열을 대칭적으로 구성하여 상위 전류 셀을 제어하였고, 하위 4비트도 온도계 디코더 방식으로 하위 전류셀을 구동하도록 설계하였다. 상위와 하위 단위 전류 셀은 셀 크기를 바꾸는 대신 바이어스 회로에서 하위 단위 전류의 크기가 상위 단위 전류와의 크기에 비해 1/16이 되도록 바이어스 회로를 설계하였다. 그리고 상위와 하위 셀간의 온도계 디코더 신호의 동기를 위해 입력 신호 및 디코딩 된 신호에 모두 동기화 래치를 적용하여 Skew를 최소화하도록 설계하였다. 측정결과 DAC는 50MHz클럭에서 최대 출력구동범위가 2.2Vpp이고, 이 조건에서 DC전원은 3.3 V에서 DC전류 4.3mA를 소모하였다. 그리고 DAC의 선형성 특성은 최대 SFDR이 62.02 dB, 최대 DNL은 0.37 LSB, 최대 INL은 0.67 LSB로 측정되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권2호
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• pp.97-104
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• 2004

한국인 고유의 방사선 방호량을 산출하기 위한 목적으로 MIRD형 한국 성인남성 모의피폭체 'KMIRD'를 제작하였다. 모의 피폭체의 외형은 국민표준체위조사에서 제공하는 데이터를 사용하여 제작하였다. 제작된 KMIRD는 MIRDS보다 몸통 두께가 더 두껍고, 팔이 첨가되었다. 보건연구원에서 제공하는 9개 장기의 한국표준 자료와 ICRP23의 자료를 사용하여 모의피폭체의 내부 장기를 모사하였다. KMIRD의 신장은 171 cm, 체중은 63.8 kg이다. 제작된 KMIRD와 몬테칼로 입자 수송 코드인 MCNPX2.3을 이용하여 0.05와 10 MeV 사이의 7개 에너지 영역에 대해서 광자의 선량환산인자를 산출하였다. 피폭 환경은 AP, PA, LLAT, RLAT 4가지 방향에서 입사하는 평행하고 넓은 광자 방사선장으로 모사하였다. ICRP23 표준인 자료를 기초로 제작된 MIRD5 모의 피폭체를 사용하여, 비교 계산을 수행하였다. 장기별 흡수선량환산계수를 비교한 결과 30% 이상의 차이를 보이는 장기도 있었다. 유효선량 환산계수를 비교한 결과, 모든 입사 방향에서 KMIRD가 MIRD5보다 낮은 값을 보였다. 한국인과 서구인간의 체격적인 차이와, 모의피폭체간치 기하학적 구조의 차이가 선량 편차의 주요 원인이다. 모든 장기에 대한 한국 표준자료를 확보하여 개선된 한국인 MIRD형 모의 피폭체를 제작해야한다. KMIRD를 사용하여 내부피폭 선량평가를 수행할 수 있다.

• 해양환경안전학회지
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• 제20권4호
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• pp.419-425
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• 2014

본 연구는 격자수, 첫 번째 격자까지의 거리($Y_P+$), 난류모델 그리고 이산화 방법에 따른 해의 변화량을 조사하였다. 대상선박은 KVLCC이며, 격자구성과 유동해석은 상용코드인 Gridgen V15와 FLUENT를 사용하였다. 검토는 2가지 파트로 나누어서 수행하였다. 첫 번째 파트는 격자수, 난류모델 그리고 이산화 방법의 조합에 따른 해의 영향성을 평가하였다. 두 번째 파트는 적합한 $Y_P+$ 선정에 초점을 두었다. 격자수와 이산화 방법이 동일한 경우 마찰저항은 난류모델에 따라 약 1 % 내에서 차이를 보였으나, 압력저항은 약 9 %의 큰 차이를 보였다. $Y_P+$와 이산화 방법이 동일한 경우 $Y_P+$를 30과 50으로 설정하였을 때 마찰저항은 난류모델에 따라 약 1 % 내에서 차이를 보였으나, 100에서는 약 3 % 차이를 보였다. 반면, 압력저항은 $Y_P+$값에 무관하게 난류모델에 따라 약 10 % 차이를 보였다. 난류모델과 이산화 방법이 동일한 경우 격자 수 변화 따라 마찰저항, 압력저항 그리고 전 저항 모두 큰 차이를 보이지 않았다. 난류모델과 이산화 방법이 동일한 경우 $Y_P+$의 변화에 따라 마찰저항은 5~8 %의 큰 차이를 보였고, 압력저항은 큰 차이를 보이지 않았다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권2호
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• pp.71-79
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• 1993

중성자 측정장비 교정을 위한 표준중성자장을 제작하기 위하여 순수멕스월분포(kt=1.42MeV)로부터 $^{252}Cf$ 자발핵분열 중성자선원의 밀봉이 교정인자에 미치는 영향을 고찰하였다. SR-Cf-100과 SR-Cf-1273 밀봉모형을 실제 제작조건으로 하여 MCNP 코드를 사용하여 몬테카를로 모의를 수행하여, 비등방성교정인자와 선속밀도-대-선량당량 환산인자를 산정하였고, 다른 연구결과와 비교하였다. 결과로서, $FI({\theta}=90^{\circ})$는 1.061(통계오차 : ${\pm}0.2%$), $H/{\Phi}$는 $333.9(pSv\;cm^2)$ (통계오차 : ${\pm}0.5%$)인 것으로 산정되었다. 이 환산인자$(H/{\Phi})$의 값은 ISO 8529의 권고보다 1.8%가 작은 것인데, 이것은 한국원자력연구소의 비감속 $^{252}Cf$중성자선원의 스펙트럼이 ISO의 것보다 약간 더 연화하다는 물리적 의미를 갖는다.

• 한국안광학회지
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• 제13권4호
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• pp.83-88
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• 2008

목적: HMD를 구성하는데 사용되는 회전 비대칭 비구면 프리즘 렌즈의 설계. 방법: 먼저 사용자의 요구 스펙을 분석하여 프리즘 렌즈의 모양을 기하학적으로 캐드를 사용하여 그려서 설계에 필요한 각 면과의 거리 등 필요한 초기 데이터를 얻었다. 이 데이터를 기본으로 해서 광학설계 프로그램인 Code V를 사용하여 회전 비대칭 비구면 계수를 중요 변수로 하여 최적화를 진행하였다. DTM 가공에서 단가를 줄이기 위해 프리즘 렌즈의 3면 중에서 영상소자 쪽의 투과면은 평면으로 두고 최적화하였다. 결과: 영상소자 12 mm${\times}$9 mm에 대해 유한광선 수차량 15 ${\mu}m$, 왜곡수차량 0.5%, 36 lp/mm에서 0.3 이상의 MTF 값을 갖는 회전 비대칭 비구면 프리즘 렌즈를 설계하였다. 결론: HMD를 구성하는데 사용되는 프리즘 렌즈를 설계하였다. 설계된 프리즘 렌즈는 영상소자 12 mm ${\times}$ 9 mm에 대해 유한광선 수차량 15 ${\mu}m$이고, 왜곡수차량 0.5%인 광학적 성능을 가지며, 36 lp/mm에서 0.3 이상의 MTF 값을 갖는 광학계가 되었다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제18권4호
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• pp.118-124
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• 2017

본 연구에서는 상용코드인 Fluent(v.17.1)을 사용하여 수치해석을 진행하였으며, 지하복합발전 플랜트의 형상을 단순화하여 파공 크기 및 파공 위치에 따른 가스 누출에 관한 해석을 진행하였다. 누출 가스는 메탄으로 설정하였다. 파공 크기는 10 mm, 20 mm로 설정하였으며, 파공 위치는 파이프 엘보우 부근, 가스터빈 부근에서 가스가 누출될 경우로 가정하여, 총 4가지 Case에 대해 비교 및 분석을 진행하였다. 가스 누출을 분석하기 위해 연소 하한계의 개념을 바탕으로 누출 거리를 정의하여 종 방향, 횡 방향으로의 거리를 추정하여 정량적으로 분석하였다. 결과적으로 동일 위치에서 파공 크기에 따라 누출거리가 최대 52.3 %의 차이를 보이며 종 방향의 누출 거리가 달라지는 것을 알 수 있었다. 그리고 동일 파공 크기일 때, 파공 위치에 따라 최대 34.8 %의 차이를 보이며 가스의 확산 경향이 달라지게 된다. 공기보다 가벼워 부력의 영향으로 상승하던 가스가 장애물로 인해 수평방향으로 확산이 제한되어 장애물이 없는 경우보다 재순환이 빨라지게 된다. 따라서 종 방향 누출거리와 횡 방향 누출거리가 파공 크기 및 파공 위치에 따라 다른 성장 거동을 보인다. 이와 같은 결과는 지하 복합발전 플랜트와 같은 밀폐공간에서 가스 센서의 위치 및 개수를 최적화 하는데 유용한 데이터가 될 것으로 보인다.

• 융합신호처리학회논문지
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• 제19권4호
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• pp.153-161
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• 2018

본 논문은 GPU를 이용한 소프트웨어(SW) 디지털 필터의 성능개선에 대해 기술한다. 기존에 개발한 SW 디지털 필터는 CPU 기반에서 동작하여 속도가 느린 문제점이 있었는데, EAVN 관측데이터의 디지털 필터링을 위해 GPU를 도입하여 연산속도를 개선하였고, 필터링을 통하여 다른 관측국과의 데이터 처리가 가능하도록 하였다. SW 디지털 필터의 연산속도를 개선하기 위해 Tensor Core가 내장된 NVIDIA Titan V GPU 보드를 사용하였으며, 2Gbps (512 MHz BW, 1-IF)의 95초 관측데이터를 필터링하는데 관측시간의 약 1.1배, 1Gbps (16MHz BW, 16-IF)로 필터링하는데 약 0.78배 처리속도를 각각 달성하였다. 또한 KVN으로 1, 2Gbps 동시관측한 데이터에 대해 2Gbps 데이터를 디지털 필터링하여 기존 1Gbps와 비교한 결과, 교차전력스펙트럼, 위상, SNR 등이 유사한 값을 얻어 본 연구에서 개발한 SW 디지털 필터를 활용한 데이터 처리와 분석을 수행하는데 유효함을 확인하였다. 향후에는 여러 개의 GPU 보드를 사용하기 위한 소스 코드의 분산처리 최적화를 수행할 경우 실시간으로 관측데이터를 필터링할 수 있을 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4447-4464
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• 2023

This paper focuses on the development of a new computational model of the CNESTEN's TRIGA Mark II research reactor using the 3D continuous energy Monte-Carlo code TRIPOLI-4 (T4). This new model was developed to assess neutronic simulations and determine quantities of interest such as kinetic parameters of the reactor, control rods worth, power peaking factors and neutron flux distributions. This model is also a key tool used to accurately design new experiments in the TRIGA reactor, to analyze these experiments and to carry out sensitivity and uncertainty studies. The geometry and materials data, as part of the MCNP reference model, were used to build the T4 model. In this regard, the differences between the two models are mainly due to mathematical approaches of both codes. Indeed, the study presented in this article is divided into two parts: the first part deals with the development and the validation of the T4 model. The results obtained with the T4 model were compared to the existing MCNP reference model and to the experimental results from the Final Safety Analysis Report (FSAR). Different core configurations were investigated via simulations to test the computational model reliability in predicting the physical parameters of the reactor. As a fairly good agreement among the results was deduced, it seems reasonable to assume that the T4 model can accurately reproduce the MCNP calculated values. The second part of this study is devoted to the sensitivity and uncertainty (S/U) studies that were carried out to quantify the nuclear data uncertainty in the multiplication factor k_eff. For that purpose, the T4 model was used to calculate the sensitivity profiles of the k_eff to the nuclear data. The integrated-sensitivities were compared to the results obtained from the previous works that were carried out with MCNP and SCALE-6.2 simulation tools and differences of less than 5% were obtained for most of these quantities except for the C-graphite sensitivities. Moreover, the nuclear data uncertainties in the k_eff were derived using the COMAC-V2.1 covariance matrices library and the calculated sensitivities. The results have shown that the total nuclear data uncertainty in the k_eff is around 585 pcm using the COMAC-V2.1. This study also demonstrates that the contribution of zirconium isotopes to the nuclear data uncertainty in the k_eff is not negligible and should be taken into account when performing S/U analysis.