• 한국항행학회논문지
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• 제22권3호
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• pp.179-188
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• 2018

항공전자 시스템의 개발할 때 항공 사고를 예방하기 위해서 SAE ARP4761 (민간 항공 시스템 및 장비 안전성 평가 프로세스 수행 방법 및 지침) 규격에 명시된 안전성 분석 및 평가를 수행한다. 안전성 분석은 시스템의 정상상태가 아닌 비정상상태에 대한 지식과 다른 규격들 간의 상호 연관성에 대한 지식이 요구된다. 때문에, 안전인증규격의 준수를 입증하는 자료를 자동으로 출력하는 도구가 필요하다. 본 연구는 규격의 안전성 분석 절차를 도식화하고, 안전 분석 CAD 도구들을 개별 절차에 적용하는 방법을 연구하였다. 예시 연구로서, ARP4761 부록의 여객기용 휠 제동 시스템 (WBS; wheel brake system)을 대상으로 ARP4761분석을 수행하였다.

• 한국운동역학회지
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• 제19권3호
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• pp.567-580
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• 2009

본 연구에서는 복합운동프로그램이 근골격계 요통환자들의 생체역학적 기능회복에 미치는 영향을 알아보기 위해 43명의 산업재해 요통환자들을 대상으로 프로그램 효과를 분석하였다. 분석 결과 복합운동프로그램이 요부근력과 근지구력을 유의하게 증가시켜 요부기능회복에 긍정적으로 작용하였고, 요통으로 인해 낮아진 유연성을 증가시켜 정상인 수준으로 높일 수 있는 것으로 나타났다. 또한 복합운동 프로그램이 자세의 교정 및 척추변형 정도의 개선에 효과적으로 기여하는 것으로 나타났고 들기, 사회생활, 통증지속시간, 통증발생빈도 감소에 효과적으로 기여하는 것으로 나타났다. 결국 본 연구의 결과 복합운동 프로그램이 작업관련성 요통환자들의 문제점을 개선하는데 효과적이고 적합하다는 사실을 알 수 있었다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제17권4호
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• pp.632-637
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• 2016

가로등 조명의 점멸시스템은 효율적인 관리와 에너지 절감을 위하여 IT 기술과 LED 조명을 결합한 형태로 발전되고 있다. 따라서 본 논문에서는 GPS 위성통신과 마이크로프로세서가 내장된 아두이노를 이용하여 LED 가로등기구의 사용전력을 제어할 수 있는 시스템을 제안하였다. 제안된 LED 가로등 조명 제어 회로는 GPS를 이용하기 위한 통신제어부와 트랜지스터, 저항 및 정전류 공급 회로를 이용하여 전류를 제어할 수 있는 부분으로 설계하였고 실험을 통하여 정상적으로 동작함을 확인하였다. 개발된 제어 시스템은 GPS를 이용하여 계절과 위치에 따른 정확한 시간을 추출하고, 추출된 시간에 따라 LED 가로등에 공급되는 전류를 단계적으로 제어하여 소비전력을 11% 이상 줄일 수 있도록 하였다. 따라서 교통량이 적은 시간과 지역에 가로등의 밝기를 그대로 유지하여 발생되는 비효율적인 에너지 관리를 개선하고, 에너지 절약을 위해 사용하는 가로등 격등방식과 편등방식에 따른 안전사고 발생을 방지할 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국컴퓨터정보학회논문지
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• 제17권4호
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• pp.31-39
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• 2012

우천시 도로에 내린 비로 인해 도로 표면에 수막현상이 일어나서 맑은 날의 도로 보다 제동력이 떨어져 빗길 사고가 빈번하게 발생한다. 이러한 빗길의 주의정보를 포함한 안전운전을 위해 운전자에게 도로 상황 안내판에 도로의 상황 및 기후정보를 제공하고 있다. 그러나 이러한 안내 정보는 국부적이고 세부적인 도로상태 정보를 제공하지 못하고 범용적이다. 이에 본 논문에서는 도로에 설치되어 있는 CCVT의 영상을 활용하여 도로 표면의 영상을 비교하여 안전운전을 저해하는 요소를 영상으로 판별하는 메커니즘을 제안한다. 영상 비교는 평상시 맑은 날의 도로 영상을 원본 영상으로 활용하여 우천시 발생하는 도로의 상태를 상황별로 나누어 판별하여 조기에 운전자에게 주의 정보를 제공하여 안전운전을 할 수 있도록 하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권5호
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• pp.573-580
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• 2013

The combined effects of reactivity coefficients, along with other core nuclear characteristics, determine reactor core behavior in normal operation and accident conditions. The Power Coefficient of Reactivity (PCR) is an aggregate indicator representing the change in reactor core reactivity per unit change in reactor power. It is an integral quantity which captures the contributions of the fuel temperature, coolant void, and coolant temperature reactivity feedbacks. All nuclear reactor designs provide a balance between their inherent nuclear characteristics and the engineered reactivity control features, to ensure that changes in reactivity under all operating conditions are maintained within a safe range. The $CANDU^{(R)}$ reactor design takes advantage of its inherent nuclear characteristics, namely a small magnitude of reactivity coefficients, minimal excess reactivity, and very long prompt neutron lifetime, to mitigate the demand on the engineered systems for controlling reactivity and responding to accidents. In particular, CANDU reactors have always taken advantage of the small value of the PCR associated with their design characteristics, such that the overall design and safety characteristics of the reactor are not sensitive to the value of the PCR. For other reactor design concepts a PCR which is both large and negative is an important aspect in the design of their engineered systems for controlling reactivity. It will be demonstrated that during Loss of Regulation Control (LORC) and Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA) events, the impact of variations in power coefficient, including a hypothesized larger than estimated PCR, has no safety-significance for CANDU reactor design. Since the CANDU 6 PCR is small, variations in the range of values for PCR on the performance or safety of the reactor are not significant.

• 대한족부족관절학회지
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• 제23권4호
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• pp.183-188
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• 2019

Purpose: Bone contusion is usually treated with conservative therapy for 3 months. Bone contusion around knee and hip joints has been extensively reported on, but there are scant reports on this condition in foot and ankle joints. This study evaluated the nature, characteristics and location of bone contusion around foot and ankle joints to enlighten clinicians on how to better treat this disease entity. Materials and Methods: We classified bone contusion of the 76 patients into three types (102 sites; 47 ankle sprains, 18 traffic accidents, 11 falls) according to the Costa-Paz system with employing magnetic resonance imaging (MRI), and the study then analyzed the common sites and areas of occurrence according to the mechanism of injury and duration of pain after first conducting conservative therapy. Results: Of the 76 patients (102 sites) on the MRI, 43 case (42.2%) for talus, 19 cases for distal tibia, and 12 cases for calcaneus were involved. The classification, according to the Costa-Paz system, was Type I, 51 cases; Type II, 32 cases; and Type III, 19 cases. The duration of pain after conservative treatment was 12.15±2.17 weeks for Type I, 14.5±2.15 weeks for Type II, and 21.0±3.8 weeks for Type III. Conclusion: The most common location of post-traumatic bone contusion around both the foot and ankle is the talus, distal tibia, and calcaneus. The most common type of injury noted on MRI is a diffuse signal with change of the medullary component (Type I), In cases of bone contusion extending to a subjacent articular surface or disruption or depression of the normal contour of the cortical surface (Types II, III), the patients' pain appears to last longer. Thus, it is necessary to consider a longer period of conservative treatment in cases of Types II and III bone contusion because the patients' pain may last longer than 3 months.

• 제어로봇시스템학회논문지
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• 제4권3호
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• pp.392-399
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• 1998

A full-scope replica type simulator whose MCR(main control room) has the same features and operation functions as MCR of the reference power plant has been developed for a fossil power plant. This simulator was developed with the model of Poryung Fossil Power Plant #3,4 which is the standard model of the Korean fossil power plant. It is the first localized simulator for the supercritical, variable boiler pressure type fossil power plant. The simulator provides various kinds of accidents which are in normal plant operation and thus enables operators to recover or reduce possible damages. To design and develop this kind of simulator, we need to integrate high technologies such as system analysis, plant operation and system integration of mechanics, physics, computer science. CASE(Computer Aided Software Engineering) tools were used to develop the dynamic model. This simulator will greatly contribute to the improvement of the safety and efficiency of the fossil power plant by implementing operator training. In this paper, the outline of software and hardware configuration and characteristics of the simulator are described, and the results of 30%, 50%, 75%, 100% load operation test will be discussed.

• 한국정보통신학회논문지
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• 제13권3호
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• pp.594-601
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• 2009

모의 사격 시스템은 군사 훈련에 드는 많은 비용과 시간을 줄일 수 있음은 물론이고 사고의 위험을 배제할 수 있다. 특히 레이저를 이용한 모의 사격 시스템은 실탄을 사용한 훈련과 거의 유사한 환경을 제공할 수 있다는 장점을 가지고 있다. 그러나 이러한 시스템을 구현하기 위해서는 레이저빔을 인식하기 위한 효과적인 영상처리기법의 개발이 필요하다. 본 연구에서 제안하는 방법은 인접한 두 영상에서 차 영상을 구하고 이 차 영상에서 빔을 배경과 구분하기 위해서 쓰레쉬홀딩 방법을 적용하였다. 이때 쓰레쉬홀드 값은 배경을 이루는 점들의 밝기 분포가 정규분포를 이룬다는 가정 하에 결정한다. 이 결과에 잡음제거와 영역분리 과정을 거쳐서 빔의 영역을 정한다. 이 영상처리 방법의 계산 복잡도는 영상의 크기와 잡음제거를 위해 사용한 마스크의 크기를 곱한 값에 비례한다. 실험에서 제안한 방법은 93.3%의 정확도를 보였다. 또한 부정확한 결과가 나오는 경우에도 항상 빔을 포함하여 영역을 잡는 것을 확인할 수 있었다.

• 대한전기학회논문지:전기물성ㆍ응용부문C
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• 제52권12호
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• pp.562-567
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• 2003

Lightning arresters are deteriorated by repetition of protective operation against overvoltages or impulse currents in environments of its use. If a deteriorated arrester is left in power lines, it can lead to an accident such as a line to ground fault even in a normal system. Therefore, it is necessary to eliminate the deteriorated arrester in advance by checking the soundness of arresters on a regular basis, and to ensure the reliability of power systems by preventing accidents. Various deterioration diagnostic techniques and devices are suggested, and most of which measure leakage current components as an indicator of arrester ageing. However, the techniques based on the magnitude of leakage current measure simply RMS or peak value of leakage current components and do not provide detailed information needed in the diagnosis. In this study, we found that the wave height distributions of the total leakage currents are remarkably changed or a new wave height are produced with the progress of arrester deterioration. To propose a new technique for the diagnosis, we designed a leakage current detection unit and an analysis program which can measure leakage current magnitudes and analyze wave height distributions. From the experimental results, we confirmed that the proposed technique by analyzing the wave height distribution can simply diagnose the mode of defects such as a partial damage and an existence of punctures in arresters as well as deterioration of arresters.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권6호
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• pp.1368-1375
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• 2016

A radiological safety assessment study was performed for the transportation of low level radioactive wastes which are temporarily stored in Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), Daejeon, Korea. We considered two kinds of wastes: (1) operation wastes generated from the routine operation of facilities; and (2) decommissioning wastes generated from the decommissioning of a research reactor in KAERI. The important part of the radiological safety assessment is related to the exposure dose assessment for the incidentfree (normal) transportation of wastes, i.e., the radiation exposure of transport personnel, radiation workers for loading and unloading of radioactive waste drums, and the general public. The effective doses were estimated based on the detailed information on the transportation plan and on the radiological characteristics of waste packages. We also estimated radiological risks and the effective doses for the general public resulting from accidents such as an impact and a fire caused by the impact during the transportation. According to the results, the effective doses for transport personnel, radiation workers, and the general public are far below the regulatory limits. Therefore, we can secure safety from the viewpoint of radiological safety for all situations during the transportation of radioactive wastes which have been stored temporarily in KAERI.