• Proceedings of the Korean Institute of Communication Sciences Conference
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• 2004.07a
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• pp.76-76
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• 2004

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2005.05a
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• pp.145-145
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• 2005

• Communications of the Korean Institute of Information Scientists and Engineers
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• v.25 no.4 s.215
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• pp.38-50
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• 2007

• Proceedings of the Korea Technical Association of the Pulp and Paper Industry Conference
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• 2006.11a
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• pp.267-271
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• 2006

• Proceedings of the Korea Technical Association of the Pulp and Paper Industry Conference
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• 2006.11a
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• pp.179-184
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• 2006

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2012.10a
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• pp.699-702
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• 2012

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2002.07b
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• pp.1175-1177
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• 2002

본 논문에서는 외란에 매우 강인한 특성을 갖는 유전자 알고리즘에 의한 PI 제어기를 통하여 속도 제어기를 설계하고 성능평가를 하였다. 유전자 알고리즘의 파라미터인 교배율, 돌연변이율, 세대내 개체수 세대수를 선정하여 최적해를 구하는데 적절한 선정이 필요하다. 따라서 Matlab/Simulink 환경 하에서 유도전동기 제어 시스템을 모델링하고 시뮬레이션 결과를 통해서 유전자 알고리즘의 적절한 파라미터 선정 후 제어기의 유용성을 입증하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Food and Cookery Science Conference
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• 2003.10a
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• pp.84-84
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• 2003

생면제조시 각종 인산염의 효과를 구명하기 위하여 PG(propylene glycol), 폴리인산나트륨, 메타인산나트륨, 피로인산나트륨 등을 단독 또는 복합으로 첨가하여 제면특성 및 저장 중 생기는 이화학적 특성을 비교, 조사하였다. 인산염의 단독 또는 복합 처리에 의한 amylogram 특성은 최고점도의 경우 대조구, PG, polyphosphate, pyrophosphate, metaphosphate, PG+poly., PG+pyro. 및 PG+meta. 첨가구에서 273, 269, 274, 260, 272, 295, 269 RVU이었고 setback 값은 대조구, PG, polyphosphate, pyrophosphate, metaphosphate, PG+poly., PG+pyro. 및 PG+meta. 첨가구에서 104, 97, 92, 99, 99, 95, 102 RVU이었다. (중략)

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2002.11a
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• pp.89-103
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• 2002

기존 원자력 발전 기술이 안고 있는 문제점들을 해결함과 동시에 장기적으로 기존의 경ㆍ중수형 원자로를 대체 또는 보완할 수 있을 것으로 기대되는 새로운 원자력에너지시스템으로서 토륨ㆍ우라늄ㆍ플루토늄 혼합 핵주기에 기초한 용융염원자로(Molten Salt Reactor)의 일종인 AMBIDEXTER (Advanced Molten-salt Break-even Inherently-safe Dual-missioning EXperimental and TEst Reactor) 원자력에너지 복합시스템의 개념설계 연구가 진행중이다.(중략)

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2000.11a
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• pp.139-153
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• 2000

원자력 시스템의 안전성 획득을 위한 제어기기의 설계는 시스템의 동특성 모델에 대한 해석과 정상 운전을 저해할 수 있는 반응도 섭동 평가가 우선되어야 한다. 각 노형에 대한 동특성 모델 해석은 시스템의 고유한 응답특성을 평가할 수 있는 기반을 마련하는 것이며, 정상상태에서의 반응도의 섭동(reactivity perturbation) 평가는 과도 상태에서 시스템의 안전성 및 제어능 평가를 위한 제반 자료를 제공한다.(중략)