• 한국정보과학회논문지:소프트웨어및응용
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• 제36권11호
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• pp.891-900
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• 2009

소프트웨어의 수명이 길어짐에 따라, 소프트웨어 유지보수비용을 줄이기 위한 기법에 대한 연구의 중요도가 높아지고 있다. 소프트웨어 엔티티들간의 커플링(Coupling)정보는 소스코드 분석 및 리팩토링등의 소프트웨어 유지보수에 활동에서 의사결정시 정량적인 근거자료로 유용하게 사용되고 있다. 논리적 커플링(Logical Coupling)은 소프트웨어가 진화하는 과정에서 관측된 엔티티들간의 관계성 정도를 나타낸다. 논리적커플링이 처음 소개된 이후로, 커플링의 단위를 상세화 하는 연구가 발표됨으로써, 큰 단위의 엔티티간 논리적커플링으로는 설명할 수 없는 소프트웨어의 특성들이 설명되었다. 하지만, 기존 연구는 프로젝트 구성원들의 성향 및 프로젝트의 특성을 고려하지 못 하였다. 본 연구는 버전관리시스템의 변경기록에 담겨있는 프로젝트 구성원들의 성향과 프로젝트 자체의 특징을 고려한 다중관점 기반의 논리적커플링 측정기법을 제안하고, 오픈소스프로젝트를 통해 제안하는 기법을 검증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권8호
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• pp.1603-1610
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• 2020

Due to ever-growing advancements in computers and relatively easy access to them, many efforts have been made to develop high-fidelity, high-performance, multi-physics tools, which play a crucial role in the design and operation of nuclear reactors. For this purpose in this study, the neutronic Monte Carlo and thermal-hydraulic sub-channel codes entitled MCNP and COBRA-EN, respectively, were applied for external coupling with each other. The coupled code was validated by code-to-code comparison with the internal couplings between MCNP5 and SUBCHANFLOW as well as MCNP6 and CTF. The simulation results of all code systems were in good agreement with each other. Then, as the second problem, the core of the VVER-1000 v446 reactor was simulated by the MCNP4C/COBRA-EN coupled code to measure the capability of the developed code to calculate the neutronic and thermohydraulic parameters of real and industrial cases. The simulation results of VVER-1000 core were compared with FSAR and another numerical solution of this benchmark. The obtained results showed that the ability of the MCNP4C/COBRA-EN code for estimating the neutronic and thermohydraulic parameters was very satisfactory.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권10호
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• pp.3724-3731
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• 2022

It is important for an ICRF full wave code to simulate the SOL (Scrape Off Layer) plasma as well as the core inside of the LCFS (Last Closed Flux Surface) for the precise prediction of the coupling between the antenna and the core plasma in tokamaks. To this end, a two dimensional full wave code based on a Fourier spectral algorithm has been developed. The spectral algorithm and procedures are described and the simulation results for the minority heating in KSTAR are reported including electric field, power absorption and power flux.

• 한국가시화정보학회지
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• 제9권4호
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• pp.22-27
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• 2011

In this study, we present methods of coupling a commercial code, ANSYS CFX, and the user Fortran codes for solving an unsteady electro-osmotic flow around a pair of electrodes, receiving DC, attached to the top and the bottom walls of a two-dimensional cavity. We developed a module of Fortran programs for solving the ion-transport equations as well as the Poisson equations for the potential to be used in coupling with the CFX. We present how the developed codes are applied to solving the transient DC electro-osmotic flow problem within a simple cavity. We also address various problems encountered during the development process and explain why such problems are raised.

• 한국연소학회지
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• 제23권1호
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• pp.13-20
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• 2018

Transverse acoustic mode in annular combustion chambers affects air-fuel mixing characteristics in the nozzle and can result in heat release fluctuations in the combustor. In addition, the acoustic mode coupling between the nozzle and the combustion chamber is one of the key parameters determining combustion instability phenomenon in the annular combustor. In this study, acoustic coupling between the nozzle and annular combustor was numerically analyzed using 3D-based in house FEM code. As a result, it was found that the acoustic mode inside the combustion chamber at anti-node locations of the transverse mode was strongly influenced by the nozzle inlet boundary conditions.

• International Journal of Concrete Structures and Materials
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• 제6권1호
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• pp.3-18
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• 2012

Observed wall damage in recent earthquakes in Chile and New Zealand, where modern building codes exist, exceeded expectations. In these earthquakes, structural wall damage included boundary crushing, reinforcement fracture, and global wall buckling. Recent laboratory tests also have demonstrated inadequate performance in some cases, indicating a need to review code provisions, identify shortcomings and make necessary revisions. Current modeling approaches used for slender structural walls adequately capture nonlinear flexural behavior; however, strength loss due to buckling of reinforcement and nonlinear and shear-flexure interaction are not adequately captured. Additional research is needed to address these issues. Recent tests of reinforced concrete coupling beams indicate that diagonally-reinforced beams detailed according to ACI 318-$11^1$ can sustain plastic rotations of about 6% prior to significant strength loss and that relatively simple modeling approaches in commercially available computer programs are capable of capturing the observed responses. Tests of conventionally-reinforced beams indicate less energy dissipation capacity and strength loss at approximately 4% rotation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권3호
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• pp.344-363
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• 1999

A multi-dimensional thermal-hydraulic system analysis code, MARS 1.3.1, has been developed in order to have the realistic analysis capability of two-phase thermal-hydraulic transients for pressurized water reactor (PWR) plants. As the backbones for the MARS code, the RELAP5/MOD3.2.1.2 and COBRA-TF codes were adopted in order to take advantages of the very general, versatile features of RELAP5 and the realistic three-dimensional hydrodynamic module of COBRA-TF. In the MARS code, all the functional modules of the two codes were unified into a single code first. Then, the source codes were converted into the standard Fortran 90, and then they were restructured using a modular data structure based on "derived type variables" and a new "dynamic memory allocation" scheme. In addition, the Windows features were implemented to improve user friendliness. This paper presents the developmental work of the MARS version 1.3.1 including the hydrodynamic model unification, the heat structure coupling, the code restructuring and modernization, and their verifications.their verifications.

• 정보처리학회논문지:소프트웨어 및 데이터공학
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• 제12권5호
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• pp.199-206
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• 2023

현대 소프트웨어의 규모는 커지고 있다. 이에 따라 고품질 코드를 위한 정적 분석의 중요성이 커지고 있다. 코드에 대한 정적 분석을 통해 결함과 복잡도를 식별하는 것이 필요하다. 이를 가시화하여 개발자 및 이해 관계자가 알기 쉽게 가이드도 필요하다. 기존 코드 가시화 연구들은 정적 분석의 코드 내부 정보들을 데이터베이스 테이블에 저장하여 및 품질 지표(CK Metrics, Coupling, Number of function calls, Bed smell)에 대한 계산을 질의어화 하고 추출된 정보를 가시화하는 과정을 구현하는 것에만 초점을 두었다. 이러한 연구들은 방대한 코드로부터 추출한 정보를 이용하여 코드를 분석할 때 많은 시간과 자원이 소모된다는 한계점이 있다. 또한 각 코드 내 정보 테이블들이 정규화되지 않았기 때문에 코드 내부의 정보(클래스, 함수, 속성 등)들에 대한 테이블 조인 연산 시 메모리 공간과 시간 소비가 발생할 수 있다. 이러한 문제들을 해결하기 위해, 데이터베이스 테이블의 정규화된 설계와 이를 통한 코드 내부의 품질 메트릭 지표에 대한 추출 및 가시화 메커니즘 제안한다. 이러한 메커니즘을 통해 코드 가시화 공정이 최적화되고, 개발자가 리팩토링해야 할 모듈을 가이드 할 수 있을 것으로 기대한다. 앞으로는 부분 학습도 시도할 예정이다.

• 터널과지하공간
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• 제9권1호
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• pp.1-11
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• 1999

열-수리-역학적 상호작용을 해석하기 위한 유한요소 코드가 개발되었다. 이 코드는 Noorishad(1984)에 의해 제시된 유한요소 수식화에 기초하였으며, 절리 거동은 Goodman 의 절리 구성 모델로 모사되었다. 개발된 코드가 각각 절리가 있거나 없는 두가지 종류의 수갱 모델에 대한 T-H-M 상호작용 해석에 적용되었다. 절 리가 없는 모델에 대해서, 수갱벽면으로부터 바깥 방향으로 온도 증가가 뚜렷이 나타났다. 절 리가 있는 모델에 대해서, 절리의 닫힘이 열팽창에 의해 생겼으며, 물이 암석기질보다 낮은 열 전도도와 높은 비열용량을 보이기 때문에 절리를 따라 온도 분포가 상대적으로 낮게 나타났다. 또한 절리 내에서의 열 유동의 영향이 암반내에서의 수리유동의 영향보다 더 크다고 결론내릴 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.182-183
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• 2004