• 컴퓨터교육학회논문지
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• 제6권2호
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• pp.33-40
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• 2003

소프트웨어 개발 초기 단계의 문제점이 개발 후반부 산물의 품질에 심각한 영향을 미치기 때문에 설계 명세를 이용하여 결함경향성이 많은 부분을 예측하는 위험도 예측 모델은 전체 시스템 개발비용을 낮추는 데 중요한 역할을 하고 있으며, 이러한 예측 모델은 결과 산물이 매우 크고 실행 정확성이 요구되는 통신 소프트웨어 같은 실시간 시스템 설계에 더욱 필요하다. 판별분석, 인공신경망, 분류트리 등의 기법들을 이용한 모델들이 제안되었으나 이들은 결과에 대한 원인 분석의 어려움, 낮은 확장성 등의 문제점들을 지니고 있었다. 본 논문에서는 유전자 알고리즘을 이용한 새로운 모델인 GAM을 제안한다. GAM은 위험도 함수를 만들어 내므로 기존의 분류 모델들과는 다르게 설계 개체의 위험도 비교에도 사용가능하다. 여러 내부 특성들과 예측 정확도 비교를 통해 GAM을 잘 알려진 예측 모델인 역전파 신경망 모델(BPM)과 비교하였다.

• 조명전기설비학회논문지
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• 제23권2호
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• pp.148-153
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• 2009

FMECA는 전력설비의 기능, 고장 모드, 고장 원인 및 고장의 파급 효과 등을 분석하고 각 고장 모드가 시스템의 기능 유지에 영향을 미치는 정도인 심각도(Severity)와 고장 발생의 빈도의 정도인 치명도(Criticality)를 평가하여 치명도 매트릭스(Criticality Matrix)를 구성함으로써 높은 위험성을 갖는 고장 모드를 판별하고 효과적인 시스템 구성을 위한 참고 자료를 제공한다[4-5]. 대부분의 경우, 고장 모드의 두 지수는 미리 정해진 기준에 따라 전문가들의 정성적인 평가에 의해 결정된다. 따라서 본 논문에서는 두 지수들에 대한 다양한 전문가의 의견을 종합하여 결론을 도출하기 위한 방법론으로 기존의 Linear Opinion Pool에 퍼지이론을 결합하는 방식을 제안하였다. 또한 기존의 치명도 매트릭스 방식으로 위험도를 판별하던 방식의 한계를 인식하고 운영자의 관심에 따라 두 지수를 종합적으로 평가하기 위해 퍼지 FMECA 전문가 시스템을 구성하였다.[7-8]. 사례연구에서는 대표적인 전력 설비에 대한 적용 예를 나타내었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권3호
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• pp.207-214
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• 2001

The KN-12 spent nuclear fuel (SNF) transport cask is designed for transportation of up to 12 assemblies and is in standby status for being licensed in accordance with Korea Atomic Energy Act. To evaluate radiation shielding and criticality safety of the KN-12 cask, each case of study was carried out using MCNP4B Code. MCNP code is verified by performing benchmark calculation for the KSC-4 SNF cask designed in 1989. As a result of radiation safety evaluation for the KN-12 cask, calculated dose rates always satisfied the standards at the cask surface, at 2m from the surface in normal transport condition, and at 1 m from the surface in hypothetical accident condition. Maximum dose rate was always arisen on the side of the cask. For normal transport condition, photons primarily contribute to dose rate between two kinds of released sources, neutrons and photons, from spent nuclear fuel but for hypothetical accident condition, contrary case was resulted. The level of calculated dose rate was 27.8% of the limit at the cask surface, 89.3% at 2 m from the cask surface, and 25.1% at 1 m from the cask surface. For criticality analysis, keff resulting from the criticality analysis considering the condition of optimum partial flooding with fresh water is 0.89708(0.00065. The results confirm the standards recommended by all regulations on radiation safety.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권1호
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• pp.17-26
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• 1986

연소를 고려하는 사용후핵연료저장조의 핵임계 안전성 분석에서 검증용 계산 체제와 rack계산 체제 사이의 편차를 신뢰성 있게 결정하는 방법을 시험하였다. 이를 위하여 고리 1호기의 사용후핵연료저장조를 연소를 고려하는 가장 조밀한 rack으로 개념설계하고, 핵연료의 농축도 및 연소도에 따라 증배계수를 계산하였다. 표준값 생산용 Monte Carlo 코드로는 KENO-IV를 그리고 실제 rack 설계용으로는 2차원 충돌화률 코드인 FATAC을 사용하였다. 이 두 계산의 결과를 상호 비교하여 계산 체제 사이의 편차와 이의 경향성 및 신뢰도를 평가하였다. 이 방법을 사용하면 확실한 신뢰도 근거를 마련할 수 있을 뿐만 아니라 반응도 여유면에서 기존의 방법보다 불리하지 않음이 입증되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.470-475
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• 1998

The marginal nuclear criticality analysis for the high density spent fuel storage at a PWR plant was carried out by using the HELIOS and CASMO-3 codes. More than 20 % of the calculated reactivity saving effect is observed in this analysis. This mainly comes from the adoption of some important fission products and B-10 in the criticality analysis. By taking burnup and boron credits, the high capacity of the spent fuel storage rack can be more fully utilized, reducing the space of storage. Larger storage for a given inventory of spent fuel should result in remarkable cost savings and mort importantly reduce the risks to the public and occupational workers.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.303-303
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• 1999

• 대한조선학회논문집
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• 제52권6호
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• pp.435-443
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• 2015

Offshore structure may be considerably vulnerable to fatigue failure while initial flaw propagates under cyclic loading, so crack propagation analysis/fracture/yield assessments about initial flaw detected by NDT are necessarily required. In this paper, case studies have been conducted by flaw assessment program using engineering criticality analysis (ECA) approach. Variables such as flaw geometry, flaw size, structure geometry, dynamic stress, static stress, toughness, crack growth rate, stress concentration factor (SCF) affected by weld are considered as analysis conditions. As a result, the safety of structure was examined during fatigue loading life. Also, critical initial flaw size was calculated by sensitivity module in the developed program. The flaw assessments analysis using ECA approach can be very useful in offshore industries owing to the increasing demand on the engineering criticality analysis of potential initial flaws.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2008년도 추계학술대회A
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• pp.1394-1400
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• 2008

This study investigates the Failure Modes, Effects and Criticality Analysis (FMECA) Method for the railroad vehicle. Recently, RAMS (Reliability, Availability, Maintainability and Safety) is one of the most important issues in the railroad industry. FMECA is prerequisite for the RAMS Analysis, and it is a procedure to identify the potential failure modes and their effects and to reduce or mitigate the critical effects on the system. FMECA is used in various industries and it is specialized in each industry. For instance, MIL-1629a and SAE-J1739 are specialized FMECA method for Military industry and Automotive industry, respectively. Although the railroad industry requires the high reliability system, it does not have a specialized FMECA yet. Thus, in this paper, an FMECA method specialized to the railroad vehicle was proposed through analyses and comparison of the MIL-1629a, SAE-J1739 and IEC-60812 standards.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.191-198
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• 2011

국내 외 수많은 수송 건식저장 시스템의 임계해석은 사용후핵연료내에 초우라늄물질(transuranic) 및 핵분열생성물(fission products) 계산의 불확실성을 이유로, 신연료로 가정된 가상연료를 적용하여 평가해왔다. 그러나 과도한 임계 여유도에 따른 경제적 손실이 크기 때문에 최근 들어 연소도이득(Burnup Credit, BUC)이 반영된 수송 건식저장 시스템의 설계 및 상용화가 추진되고 있다. 이러한 BUC 기술은 기존 임계해석 시요구되는 상수화된 불확실도와 달리 초기 농축도와 연소도 구간에 따라 상이한 불확실도를 갖게 된다. 이에 본 연구에서는 '국내 원전의 제한사항이 반영된 26다발 SNF 장전 BUC 적용 용기'(이하 BK 26 Cask)를 대상으로 관련 기술표준 및 설계요건에서 요구되는 불확실도를 평가하여 농축도 및 연소도의 함수로 계산하였다. 본 연구결과는 추후 BK 26 Cask 국내 사용후핵연료의 장전 수용률 분석의 기반자료로 활용된다.

• 정보처리학회논문지D
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• 제10D권4호
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• pp.689-696
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• 2003

설계 개체의 결함경향성을 판별하는 위험도 예측 모델은 분석이나 설계 같은 소프트웨어 개발 초기 단계에서 시스템의 문제 부분들을 찾아 내는데 사용된다. 복잡도 메트릭에 기반한 많은 위험도 예측 모델들이 제안되었지만 그들 대부분은 모델 훈련을 위한 훈련데이터 집합을 필요로 하는 모델들이었다. 하지만 대부분의 개발집단은 훈련데이터 집합을 보유하고 있지 않기 때문에 이들 모델들은 대부분의 개발집단에서 사용될 수 없다는 커다란 문제점이 있었다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 본 논문에서는 Kohonen SOM 신경망을 이용하여 훈련데이터 집합을 사용하지 않는 새로운 예측 모델 KSM을 제안한다. 여러 내부 특성들과 모델 사용의 용이성 그리고 모의실험을 통한 예측 정확도 비교를 통해 KSM을 잘 알려진 예측 모델인 역전파 신경망 모델(BPM)과 비교하였으며 그 결과 KSM의 성능이 BPM에 근접하다는 것을 보였다.