본 논문에서는 기존 파티클 스웜 최적화를 기반으로 추적 대상 객체의 이동 궤적을 이용하는 객체 추적기에서 시간 정보 활용의 문제점을 개선한 강인한 객체 추적 알고리즘을 제안한다. 제안하는 알고리즘은 추적 대상 객체와 유사한 특징을 가지는 변위들의 집합에 대한 위치들의 온라인 업데이트와 추적을 가능하게 한다. 객체들의 중첩을 검출하고 추적 대상의 위치를 결정하기 위해 궤적 정보와 변위들의 집합을 기반으로 적응적 파라미터를 사용하는 규칙기반 접근을 사용한다. 기존 알고리즘들과 비교해보면 제안하는 접근법은 가용한 정보를 복합적으로 사용함으로써 각종 임계값에 대한 적응적 조정을 가능하게 한다. 또한, 파티클 스웜 최적화에서 발산에 의한 손실과 불완전한 수렴의 문제를 해결하기 위해 효율적인 가중치 조절 함수를 제안하고 있다. 제안하는 가중치 조절 함수는 파티클들이 최적의 해에 수렴하기 이전에 전체 프레임 영역에서 탐색할 수 있도록 한다. 유사한 특징 조합을 가지는 다중 객체가 존재하는 환경에서 제안 알고리즘을 테스트한 결과, 기존 스웜 최적화 기반의 객체 추적기들에 비해 기존 유사 변위들에 대한 잘못된 추적을 현저히 줄이는 것을 확인할 수 있었다.
최근 경수로 핵연료 손상 원인 중의 하나인 연료봉 마모(Fretting Wear)가 지지격자의 스프링력 저하뿐만 아니라 원자로 냉각재 유동에 기인한 집합체 진동(Self-excited Fuel Assembly Vibration)에 의해 유발될 수 있는 것으로 밝혀져 해외 연료공급자들은 새로운 연료개발시 집합체 유동시험을 수행하여 냉각재 유동에 의한 집합체 진동 여부를 확인하고 있다. 본 연구에서는 경수로 핵연료집합체에 대한 모드해석 및 진동시험으로부터 고유진동수 및 진동모드형태를 구하여 모의 집합체 유동시험 결과와 비교 평가하였고 냉각재 유동에 의해 과도한 집합체 진동이 발생됨을 확인하였으며 가연성흡수봉집합체를 삽입한 경우에 대한 유동시험 결과와도 비교하였다. 또한, 이들 집합체의 진동 변위량과 손상 연료의 마모량 분포의 상관성을 비교 평가하였다.
핵연료집합체 검증 프로그램의 일환으로 본 연구에서는 지진과 배과파단이 핵연료집합체의 건선성에 미치는 영향을 검토하였다 원자로 노심의 상세 동적해석을 이용하여 지진 및 배과파단시 핵연료 집합체에 발생하는 전단력 굽힘 모우멘트 및 변위를 계산하였고 또한 집합체를 지지하고 있는 지지격자체의 충격력을 검토하였다 이들 하중에 대한 핵연료집합체의 응력해석을 수행하여 사고조건하에서의 구조적 건전성에 대하여 언급하였고 추후 설계시 고려할 사항을 제시하였다.
1층에 필로티를 가지는 저층 RC 집합주택의 표준대상구조물을 선정하여 비선형 정적해석에 의해 우리나라 내진 기준에 정하는 최대 지진과 설계 지진에 대하여 내진성능을 평가하는 것이 본 연구의 목적이다. 이를 위하여 FEMA356 (혹은 ASCE/SEI-41) 보고서에 의해 목표 변위를 산정한 후 이 목표 변위에 대한 주요 부재(기둥, 벽체)의 상태를 검토하였다. 이 결과 (1) 기둥은 생명안전수준(LS)과 붕괴 방지 수준(CP)의 요구 조건을 전부 만족하고 있지만 (2) 벽체의 경우 단변 방향은 LS는 만족하였지만, CP는 만족하지 못하였고, 장변 방향의 경우 LS와 CP 공히 만족하지 못하는 것으로 나타났다.
지진 및 냉각재상시사고시 핵연료집합체의 건전성 확인은 원자로심모델의 핵연료집합체 집중질량모델을 이용하여 지지격자에 발생한 충격 해석치와 동적좌굴시험치와의 비교를 통해 사고시의 핵연료집합체 건전성을 평가하여 왔다. 그러나 이 방법은 사고시 핵연료집합체 부품별 설계 요구사항 만족여부를 평가하는데 미흡하여 본 연구에서는 지진 및 냉각재상실사고시 핵연료집합체 구조적건전성 평가를 위한 수평방향 핵연료집합체 응력해석모델을 개발하였다. 이를 위해 첫번째 단계로써 원자로심모델의 해석 결과인 각 절점에서의 변위와 회전각으로부터 응력을 계산하고 가장 큰 응력을 갖는 핵연료를 찾아내는 MAIN이라는 전산프로그램을 개발하였다. 그리고 다음단계로써 이 .프로그램에서 구한 핵연료집합체 변위와 회전각을 이용하여 핵연료집합체의 주요부품에 가해지는 응력을 계산하기 위한 핵연료집합체 응력해석모델을 개발하였다. 이 모델은 집합체주요부품인 안내관과 연료봉을 3차원보요소로, 지지격자스프링을 선형 및 회전스프링으로 각각 모델링 하였으며, MAIN 프로그램의 출력인 집합체의 변위를 구속조건으로 사용하였다. 또한, 개발된 프로그램과 응력해석모델을 이용하여 하나의 적용 예로써 임의의 지진하중하에서 16$\times$16형 핵연료집합체에 대한 응력해석을 수행하였다. 이 모델을 개발하므로써 지진 및 냉각재상실사고시 핵연료집합체 설계용구사항 만족여부를 평가할 수 있는 기틀을 마련하였다.
2진 로봇 머니퓰레이터는 기하학적 형상이 가변트러스 구조로 되어 있으며 조인트의 구동원으로 사용되는 엑츄에이터는 2가지의 변위, 즉 최대 및 최소 변위만으로 동작한다. 따라서 작업영역은 연속적으로 주어지는 일반 로봇 머니퓰레이터와는 달리 유한 개의 위치 벡터의 집합 형태로 나타난다. 기존의 역기구학적 해석방법을 적용하기 어려운 2진 로봇 머니퓰레이터의 불연속적인 특성에 대해 새로운 작업영역과 역기구학 문제를 정의하였다. 유전 알고리즘을 사용하여 새로이 정의된 문제의 역기구학적 해석을 수행하였으며 유전 알고리즘이 2진 로봇 머니퓰레이터의 역기구학적 해석에 있어서 효과적이고 강건한 방법임을 보여주었다.
본 논문은 유전 알고리듬을 이용하여 오토 트랜스미션 레버의 최적 설계 방법론에 대한 연구이다. 현재 업계에서의 오토 트랜스미션 레버는 구성 부품들을 순서적으로 설계하고 있으나, 본 연구에서는 구성 부품들의 설계 파라미터들을 동시에 고려하여 설계할 수 있는 새로운 방법론을 제안한다. 유전 알고리듬 접근방법은 오토 트랜스미션 레버의 설계 파라미터들의 최적 설계 파라미터 집합을 결정하기 위해 적용된다. 본 연구에서는 오토 트랜스미션 레버의 구성 부품들로 구성된 제약조건하에 디덴트 스프링의 각의 변위를 최소화하는 목적함수를 가지는 설계 문제를 모델링하였고, 유전 알고리듬을 적용하여 최적 설계를 수행하였다.
본 논문의 목적은 얕은 기초 하중을 받는 입상체 내의 응력의 분포와 변위를 측정하는 광탄성 기법의 적용 방안을 제시하는 데 있다. 광탄성 측정기법은 입자 집합체의 힘 전달을 시각화하기 위해 사용 되었다. 실내 모형시험은 스틸 프레임으로 경계면을 만들고 폴리카보네이트 탄성중합체로 만들어진 이차원 원형 입자들을 적층하여 구성하였다. 광탄성 시트를 원형 입자에 코팅함으로써 힘 전달의 패턴을 밝은 빛의 줄무늬 형태로 확인할 수 있었고, 광탄성 측정 기법을 통해 접촉되어 있는 입자들에서의 주 응력차의 크기, 방향 또한 측정 할 수 있었다. 변위장은 디지털 이미지 해석 기법을 사용하여 측정 하였다. 하중 재하 초기 상태와 파괴 근처의 상태에서 서로 다른 접촉력의 분포를 정량적으로 분석하였다. 파괴 이전 단계에서 관측된 광탄성 패턴과 변위장은 접촉력 사슬의 좌굴 발생 이후 즉시 사라짐을 확인하였다.
흙의 변형을 측정하기 위해 적용되는 이미지 해석 기법으로는 Particle Image Velocimetry(PIV)와 Digital Image Correlation(DIC)가 있으며, 이 기법들이 더욱 널리 활용되기 위해서는 각 기법에 따라 다양한 조건에서 정밀도를 평가하는 연구가 필요하다. 본 연구에서는 이미지 해상도, 변위 및 변형 정도, 픽셀 집합의 크기 및 해석 기법의 다양한 요소를 고려하여 사질토의 변형을 관찰하기에 적합한 최적의 이미지 해석 기법을 제시하고자 한다. 개별요소법(DEM)을 이용하여 구성된 가상의 사질토 이미지를 활용하여 이미지 해석을 행하고 변위를 산정한 후, 개별 요소법의 변위와 비교하였다. 각 영향 요소들이 정확도에 미치는 영향을 분석하였고, 변위 및 변형 정도에 따라 최적의 이미지 해석조건을 제시할 수 있었다.
본연구에서는 핵연료집합체의 검증계획의 일환으로 2차측 배관파단의 영향을 조사하였다. 원자로노심의 상세모델을 이용한 동적해석으로 배관파단에 의한 응답을 구하였다. 파단적 누설개념의 적용으로 10인치 이상의 고에너지 배관에 대하여 양단 파단이 설계에서 배제됨에 따라 본 연구에서는 주증기관과 급수관의 파단을 가정 하였다. 핵연료 집합체의 전단력, 굽힘모우멘트, 변위 및 지지격자체의 충격하중에 대하여 자세히 고찰하였고 이들 동적해석 결과를 이용하여 핵연료집합체의 구조적 건전성을 평가하였으며 사고조건에서 2차측 배관파단이 핵연료집합체의 구조적 건전성 에 미치는 영향을 검토하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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