• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권1호
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• pp.19-26
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• 2020

Small nuclear reactor features higher power capacity, longer operation life than conventional power sources. It could be an ideal alternative of existing power source applied for special equipment for terrestrial or underwater missions. In this paper, a 25kWe heat pipe cooled reactor power source applied for multiple use is preliminary designed. Based on the design, a thermal-hydraulic analysis code for heat pipe cooled reactor is developed to analyze steady and transient performance of the designed nuclear reactor. For reactor design, UN fuel with 65% enrichment and potassium heat pipes are adopted in the reactor core. Tungsten and LiH are adopted as radiation shield on both sides of the reactor core. The reactor is controlled by 6 control drums with B₄C neutron absorbers. Thermoelectric generator (TEG) converts fission heat into electricity. Cooling water removes waste heat out of the reactor. The thermal-hydraulic characteristics of heat pipes are simulated using thermal resistance network method. Thermal parameters of steady and transient conditions, such as the temperature distribution of every key components are obtained. Then the postulated reactor accidents for heat pipe cooled reactor, including power variation, single heat pipe failure and cooling channel blockage, are analyzed and evaluated. Results show that all the designed parameters satisfy the safety requirements. This work could provide reference to the design and application of the heat pipe cooled nuclear power source.

• 한국정보통신학회논문지
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• 제12권7호
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• pp.1209-1217
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• 2008

본 논문에서는 $GF(2^m)$ 상에서 표준기저를 사용한 두 다항식의 곱셈을 비트-병렬로 실현하는 새로운 형태의 비트-병렬 곱셈기를 제안하였다. 곱셈기의 구성에 앞서, 피승수 다항식과 기약다항식의 곱셈을 병렬로 수행 한 후 승수 다항식의 한 계수와 비트-병렬로 곱셈하여 결과를 생성하는 VCG를 구성하였다. VCG의 기본 셀은 2개의 AND 게이트와 2개의 XOR 게이트로 구성되며, 이들로부터 두 다항식의 비트-병렬 곱셈을 수행하여 곱셈 결과를 얻도록 하였다. 이러한 과정을 확장하여 m에 대한 일반화된 회로의 설계를 보였으며, 간단한 형태의 곱셈회로 구성의 예를 $GF(2^4)$를 통해 보였다. 또한 제시한 곱셈기는 PSpice 시뮬레이션을 통하여 동작특성을 보였다. 본 논문에서 제안한 곱셈기는 VCG의 기본 셀을 반복적으로 연결하여 구성하므로, 차수 m이 매우 큰 유한체상의 두 다항식의 곱셈에서 확장이 용이하며, VLSI에 적합하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권5호
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• pp.1446-1453
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• 2021

In the past, several experimental investigations aiming at characterizing the natural circulation (NC) behavior in test facilities were carried out. They showed a variety of flow patterns characterized by an inverted U-shape of the NC flow curve versus primary mass inventory. On the other hand, attempts to reproduce such curves using thermal-hydraulic system codes, showed 10-30% differences between the measured and calculated NC mass flow rate. Actually, the used computer codes are generally based upon nodalization using single U-tube representation. Such model may not allow getting accurate simulation of most of the NC phenomena occurring during such tests (like flow redistribution and flow reversal in some SG U-tubes). Simulations based on multi-U-tubes model, showed better agreement with the overall behavior, but remain unable to predict NC phenomena taking place in the steam generator (SG) during the experiment. In the current study, the CATHARE code is considered in order to assess a NC characterization test performed in the four loops PKL facility. For this purpose, four different SG nodalizations including, single and multi-U-tubes, 1D and 3D SG inlet/outlet zones are considered. In general, it is shown that the 1D and 3D models exhibit similar prediction results up to a certain point of the rising part of the inverted U-shape of the NC flow curve. After that, the results bifurcate with, on the one hand, a tendency of the 1D models to over-predict the measured NC mass flow rate and on the other hand, a tendency of the 3D models to under-predict the NC flow rate.

• 정보보호학회논문지
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• 제11권1호
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• pp.35-42
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• 2001

GF(q)상의 원시다항식은 스크램블러, 에러정정 부호 및 복호기, 난수 발생기 그리고 스트림 암호기 등 여러 분야에 걸쳐 많이 사용되고 있다. GF(q)상의 원시다항식을 생성하는 효율적인 알고리즘이 A.D. Porto에 의하여 제안되었으며, 그 알고리즘은 한 원시다항식을 이용하여 다른 원시다항식을 구하는 방법을 반복 사용하여 원시다항식 수열을 생성하는 방법이다. 이 논문에서는 A.D. Porto가 제안한 알고리즘을 개선한 알고리즘을 제안하였다. A.D. Porto의 알고리즘의 running time은 O($\textrm{km}^2$)이고, 개선된 알고리즘 running time은 O(w(m+k))이다. 여기서 k는 gcd(k,$q^m$-1)이 다. m차 원시다항식을 구하고자 할 때 k, m>>1 조건에서는 개선된 알고리즘을 사용하는 것이 효율적이다.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제18권2호
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• pp.94-107
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• 2022

Accidents prevention and mitigation is the highest priority of nuclear power plant (NPP) operation, particularly in the aftermath of the Fukushima Daiichi accident, which has reignited public anxieties and skepticism regarding nuclear energy usage. To deal with accident scenarios more effectively, operators must have ample and precise information about key safety parameters as well as their future trajectories. This work investigates the potential of machine learning in forecasting NPP response in real-time to provide an additional validation method and help reduce human error, especially in accident situations where operators are under a lot of stress. First, a base-case SGTR simulation is carried out by the best-estimate code RELAP5/MOD3.4 to confirm the validity of the model against results reported in the APR1400 Design Control Document (DCD). Then, uncertainty quantification is performed by coupling RELAP5/MOD3.4 and the statistical tool DAKOTA to generate a large enough dataset for the construction and training of neural-based machine learning (ML) models, namely LSTM, GRU, and hybrid CNN-LSTM. Finally, the accuracy and reliability of these models in forecasting system response are tested by their performance on fresh data. To facilitate and oversee the process of developing the ML models, a Systems Engineering (SE) methodology is used to ensure that the work is consistently in line with the originating mission statement and that the findings obtained at each subsequent phase are valid.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.37-42
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• 2022

An influence analysis on multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout is performed to compare the plant responses according to the number of ruptured u-tubes under the assumption of a total of 10 ruptured u-tubes. In all calculation cases, the transient behaviour of major thermal-hydraulic parameters, such as the discharge flow rate through the ruptured u-tubes, reactor header pressure, and void fraction in the fuel channels is found to be overall similar to that of the base case having a single SG with 10 u-tubes ruptured. Additionally, as the conditions of low-flow coolant with high void fraction in the broken loop continued, causing the degradation of decay heat removal, the peak cladding temperature (PCT) would be expected to exceed the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. However, despite the same total number of ruptured u-tubes, because of the different connection configuration between the SG and pressurizer, a difference is foud in time between the pressurizer low-level signal and reactor header low-pressure signal, affecting the time to trip the reactor and to reach the PCT limit. The present study is expected to provide the technical basis for the accident management strategy for mSGTR transient conditions of CANDU-6 plants.

• 한국항공우주학회지
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• 제48권6호
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• pp.443-453
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• 2020

대표적인 기동 헬리콥터인 UH-60A의 기체 진동응답을 감소시키고자 능동 진동 제어 시스템(Active Vibration Control System, AVCS)을 이용한 시뮬레이션 연구를 수행하였다. 로터 진동 하중, 기체 구조 동역학 모델링, 진동응답 해석 및 진동 제어 시뮬레이션 연구를 수행하기 위하여 DYMORE II, NDARC, MSC.NASTRAN 및 MATLAB Simulink 등의 다양한 해석, 설계 및 제어 프로그램들을 함께 사용하였다. 5개의 CRFG와 7개의 가속도계로 이루어진 Multi Input Multi Output(MIMO) 모델을 AVCS 시뮬레이션 연구에 이용하였다. 본 시뮬레이션 연구를 통하여 진동이 극심한 158knots의 비행속도에서 UH-60A의 주요 위치(조종석, 로터와 기체의 접합부, 중앙 승객실 및 후방 승객실) 위치에서 AVCS의 사용으로 인하여 4/rev 기체 진동응답이 25.14~96.05%만큼 감소될 수 있었다.

• 한국해양환경ㆍ에너지학회지
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• 제16권4호
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• pp.239-247
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• 2013

최근 화석연료의 고갈과 환경오염으로 인하여 해상풍력에너지와 같은 신재생 에너지에 대한 관심이 높아지고 있다. 본 연구에서는 범용 동역학해석 프로그램인 MSC.ADAMS를 이용하여 공력하중 및 전기 발전기 토오크를 결정하기 위한 테브난(Thevenin) 방정식이 고려된 해상풍력발전기의 다물체 동역학 해석 기법을 검토하였다. 해석대상으로 고려한 시스템은 5MW급 해상풍력발전기이며, 3개의 블레이드가 수평축 방향에서 역풍을 받아 전기를 생산하는 수평축 풍력발전 형태이다. 블레이드에 작용하는 공력하중은 블레이드 요소 모멘텀 이론을 기반으로 일반화된 동적 웨이크를 고려할 수 있도록 개발된 AeroDyn 프로그램으로부터 산출하였다. 해상풍력발전기의 주요 연결부에서의 동적하중과 토오크 특성이 실제 현상과 유사하게 산출될 수 있도록 하기 위하여, 다물체 동역학 모델 상에 블레이드와 타워는 실제 구조 특성치를 고려한 유연체 모델링을 적용하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제18권6호
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• pp.1-7
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• 2017

분무식 노즐(spray nozzle)은 액체의 표면을 증가시키기 위해 에너지를 공급하여 액체를 다수의 액적으로 미립화시키는 장치로 연소과정에서의 연료의 미립화 또는 표면이나 입자의 코팅 등 여러 산업분야에 다양한 목적으로 응용된다. 초음파 미립화 노즐은 진동 발생장치로부터 고진동수의 전기에너지를 받아 같은 진동수의 기계적 에너지로 변환시키는 변환기를 갖고 있다. 변환된 에너지를 액체에 부가하여 고주파 진동에 의해 미세한 액적을 생성하여 분사한다. 코팅작업에서 가압되지 않은 저속의 분무는 액적이 튕겨나가지 않고 표면에 달라붙어 과도하게 분사되는 양을 줄일 수 있다. 초음파 미립화 노즐은 초음파 진동부 외벽에 공기를 공급해 줄 수 있는 공간을 통해 생성된 보조 공기흐름을 이용하여 저속의 액적을 운반하여 분무특성이나 분무형상을 조절할 수 있다. 따라서 주위 공기의 흐름을 이용하여 원하는 분무특성을 얻을 수 있다. 본 연구에서는 액적의 분사 운동을 모사하기 위해 라그랑지안 분산상 모델(DPM)을 적용한 상용코드 FLUENT를 사용하여 액적 주위의 공기흐름을 동반하는 초음파 미립화 노즐을 해석하였다. 노즐 수축부 형상, 액적의 크기 그리고 공기 측 압력차의 크기를 변화시키며 수치해석을 수행하여 코팅용 분무를 위한 최적 조건을 연구하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제17권4호
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• pp.325-331
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• 2016

대형 빌딩에 설치된 냉각탑의 순환수를 이용한 소수력 발전용 수차를 개발하기 위해 펠톤 수차설계를 상용코드인 CFX를 사용한 전산유체 해석을 통해 수행하였다. 소수력 발전용 펠톤 수차의 최적설계를 구하기 위해 파이프 단면에 적합한 형태로 펠톤 휠을 절단한 버킷 모양과 버킷 개수 등 관련 주요 설계 인자를 변화시키며 수차 특성을 해석하여 수차 성능에 대한 영향을 평가하였다. 전산수치 해석에 의한 펠톤 수차설계 방법을 검증하기 위해 축소된 크기의 수차를 제작하고 실험을 통한 벤치마크 시험을 수행하였다. 초음파유량계와 압력 트랜스듀서, 오실로스코프를 사용하여 측정한 유동특성과 출력을 수치해석 결과와 비교하여 수치해석 설계방법의 타당성을 증명하였다. 또한 전산수치 해석을 통해 원하는 출력을 얻기 위한 버킷의 모양과 개수를 선정하여 냉각탑이 설치된 대형빌딩에서 건물 내의 냉각수 순환평균속도는 1.2 m/s이고 빌딩의 높이는 30 m인 경우에 대해 순환하는 냉각수인 잉여수를 이용한 kW급 소수력 발전용 펠톤 수차의 개발 가능성을 확인하였다.