• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제3권3호
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• pp.209-215
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• 2015

노내계측계통의 설치 위치 및 케이블의 관통위치가 중대사고 대처계통에 미치는 영향을 노내 노심용융물 억류 및 원자로용기 외벽냉각 전략과 노외 노심용융물 냉각계통을 중심으로 조사하였다. 기존에 국내원전에서 주로 사용되었던 노내계측계통의 원자로 용기 하부탑재 및 ICI케이블의 원자로 용기하부 관통이 중대사고에 미치는 영향을 정리하고, 이러한 단점을 개선하기 위해 노내계측계통의 ICI 케이블이 원자로 용기 상부를 관통하는 상부탑재 노내계측계통의 장점을 기술하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권3호
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• pp.351-361
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• 2015

External reactor vessel cooling (ERVC) for in-vessel retention (IVR) has been considered one of the most useful strategies to mitigate severe accidents. However, reliability of this common idea is weakened because many studies were focused on critical heat flux whereas there were diverse uncertainties in structural behaviors as well as thermal-hydraulic phenomena. In the present study, several key factors related to molten corium behaviors and thermal characteristics were examined under multi-layered corium formation conditions. Thereafter, systematic finite element analyses and subsequent damage evaluation with varying parameters were performed on a representative reactor pressure vessel (RPV) to figure out the possibility of high temperature induced failures. From the sensitivity analyses, it was proven that the reactor cavity should be flooded up to the top of the metal layer at least for successful accomplishment of the IVR-ERVC strategy. The thermal flux due to corium formation and the relocation time were also identified as crucial parameters. Moreover, three-layered corium formation conditions led to higher maximum von Mises stress values and consequently shorter creep rupture times as well as higher damage factors of the RPV than those obtained from two-layered conditions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권1호
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• pp.66-73
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• 2015

Background: A numerical simulation was carried out to investigate the difference between internal and external heat-flux distributions at the reactor vessel wall under in-vessel retention through external reactor vessel cooling (IVR-ERVC). Methods: Total loss of feed water, station blackout, and large break loss of coolant accidents were selected as the severe accident scenarios, and a transient analysis using the element-birth-and-death technique was conducted to reflect the vessel erosion (vessel wall thickness change) effect. Results: It was found that the maximum heat flux at the focusing region was decreased at least 10% when considering the two-dimensional heat conduction at the reactor vessel wall. Conclusion: The results show that a higher thermal margin for the IVR-ERVC strategy can be achieved in the focusing region. In addition, sensitivity studies revealed that the heat flux and reactor vessel thickness are dominantly affected by the molten corium pool formation according to the accident scenario.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.190-190
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• 1999

CHF (Critical heat flux) on the external surface of the reactor vessel lower head is major key in the evaluation on the feasibility of IVR-EVC (In-Vessel Retention through External Vessel Cooling) concept. To identify the CHF on the external surface, considerable works have been performed. Through the review on the previous works related to the CHF on the external surface, liquid subcooling, induced flow along the external surface, ICI (In-Core Instrument) nozzle and minimum gap are identified as major parameters. According to the present analysis, the effects of the ICI nozzle and minimum gap on CHF are pronounced at the upstream of test vessel: on the other hand, the induced flow considerably affects the CHF at downstream of test vessel. In addition, the subcooling effect is shown at all of test vessel, and decreases with the increase in the elevation of test vessel. In the real application of the IVR-EVC concept, vertical position is known as a limiting position, at which thermal margin is the minimum. So, it is very important to precisely predict the CHF at vertical position in a viewpoint of gaining more thermal margins. However, the effects of the liquid subcooling and induced flow do not seem to be adequately included in the CHF correlations suggested by previous works, especially at the downstream positions.

• 한국컴퓨터그래픽스학회논문지
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• 제30권3호
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• pp.125-132
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• 2024

최근, 몰입형 가상현실(IVR) 환경에서 가상 객체(Virtual Object)를 이용한 상호작용을 통해 교육, 의료, 산업, 원격지 협업 등 다양한 서비스에 활용되고 있다. 특히, 인공지능(AI) 기술을 접목하여 가상 휴먼을 사용자에게 가시화하고, 상호작용을 수행하는 연구가 활발하게 진행되고 있고, 이를 확장한 가상 반려동물에 관한 연구도 시작되고 있는 단계이다. 몰입 VR공간에서 가상 반려동물과 상호작용을 수행하기 위해서는 실제 환경에서 반려동물과 신체 접촉(쓰다듬기 등) 및 제스처와 같은 비언어적 상호작용(Non-verbal Interaction)이 소통을 위해 중요한 것처럼 가상 환경에서도 이러한 상호작용의 재현을 통해 몰입 경험을 높이는 요소에 대한 영향 분석이 필요하다. 본 논문에서는 몰입형 VR 환경에서 사용자가 가상 반려동물과 상호작용 체험을 수행할 때 패시브 햅틱(Passive Haptic)을 제공하고, 그 촉각(Tactile) 요소에 대한 영향 분석을 수행하였다. 패시브 햅틱의 촉각(Tactile) 요소를 모양(shape), 재질(texture) 항목으로 분류하여 그 변화의 정도에 따라 상호작용 효과에 어떠한 영향이 있는지 측정하였다. 실험 결과, 패시브 햅틱 피드백이 제공되는 몰입형 가상 환경에서 가상 반려동물 상호작용을 수행할 때 재질 요소의 단계(Level)의 차이에 따라 몰입감(Immersion), 공존감(Co-presence), 사실감(Realism), 친근감(Fridenliness) 측면에서 통계적으로 유의미한 차이가 있다는 것을 알 수 있었다. 또한, 재질과 모양에 따른 통계적 상호작용 영향 분석에서 친근함 측정 결과에서 불쾌한 골짜기(Uncanny Valley) 효과가 있다는 것을 확인하였다. 본 논문의 연구 결과는 가상 반려동물 상호작용을 수행하는 콘텐츠 개발에 가이드라인으로 기여할 것으로 기대된다.

• 한국정보디스플레이학회:학술대회논문집
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• 한국정보디스플레이학회 2007년도 7th International Meeting on Information Display 제7권2호
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• pp.1504-1507
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• 2007

Depth data for is very important data for 3D display. Disparity and depth data makes users to feel 3D effect. We used stereo camera to measure depth and made fast algorithm to get in real time. This vision system can be substituted for expensive laser system.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국해양정보통신학회 2004년도 춘계종합학술대회
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• pp.459-462
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• 2004

본 연구에서는 기존의 전통적인 IVR 시스템이 갖는 제약을 해결할 수 있는 XML 포맷을 가지는 VoireXML 문서를 브라우징할 수 있는 Voice 브라우저를 설계ㆍ구현하였다. VoiceXML로 기술된 다이얼로고를 VoiceXML 인터프리터를 통하여 해석하고 추출된 폼을 FIA로 해석하게 하였으며 음성인식 엔진의 컴포넌트를 이용하여 Grammar 컴파일 및 음성 입ㆍ출력이 가능하도록 하였다. 본 연구의 브라우저를 기반으로 하는 시스템은 음성 언어 어플리케이션을 개발할 시에 음성 인식과 같은 복잡한 기술을 이용하지 않아도 되며 현재 웹 개발의 이점을 이용할 수 있다.

• 인터넷정보학회논문지
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• 제6권1호
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• pp.39-50
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• 2005

음성 DB는 음성학, 음성인식, 음성합성 등을 연구할 때 가장 기본적으로 필요한 요소이다. 음성 DB의 양과 질이 개발하고자하는 시스템의 성능을 좌우한다고 할 정도로 음성 DB의 중요성 및 역할은 막중하다. 최근 음성포탈을 비롯한 다양한 전화 서비스 기술의 발달로 인하여 전화 음성 DB 수집의 필요성이 시급한 상황이다. 기존 CTI 분야의 IVR 애플리케이션 전화음성 DB 수집 시스템은 C/C++언어나 전용 개발 도구를 사용하여 이루어져 왔으며, 이로 인하여 각 응용서비스간 자원의 재활용이 어려운 실정이며 많은 인력과 시간을 필요하다는 문제점을 가지고 있다. 그러나, VoiceXML의 전화 음성 DB 수집시스템은 XML에 내포된 태그형식을 갖는 언어로써 쉽고, 간단한 문법체계를 가지고 있어 조금만 노력을 기울이면 손쉽게 작성할 수 있어 인력과 시간을 절약할 수 있는 장점을 가지고 있다. 또한 단지 웹서버에 연결된 DB의 내용만을 변경함으로써 다양한 전화 음성 DB를 수집할 수 있는 장점을 가지고 있다. 본 논문에서는 음성인식이나 음성합성 등 음성정보처리기술의 개발에 가장 중요한 요소인 음성 DB를 Voiceful을 사용하여 전화 음성 DB를 수집하는 시스템을 소개한다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제6권1호
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• pp.11-17
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• 2012

중재적 방사선 시술 시 환자의 피폭선량을 시술별로 분류하여 측정 및 평가하여 안전관리 자료로 활용하고자 하였다. 검사는 시술별(TACE, EVAR, Iliac stent, Lower Limb, BAE, Embolization, PTBD, PTGBD, Abscess, Nephrostomy)로 투시시간, 면적선량, 영상획득이미지 수를 측정하였다. 시술별 분석결과 비혈관계 검사에서 전반적으로 낮은 값을 보였으며, 혈관계 검사에서는 IVC filter를 제외한 모든 검사에서 높은 값을 나타냈다. 투시시간은 EVAR가 24m30s로 가장 높았고, 면적선량 또한 EVAR가 236 $Gy/cm^2$로 가장 높았다. 면적선량률은 TACE가 22.8 $Gy/cm^2$로 높게 나타났다. 이 결과를 토대로 중재적 방사선시술시 환자피폭선량에 대한 기준선량을 제시하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권6호
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• pp.1330-1337
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• 2016

A visualization test of the fuel-coolant interaction in the Test for Real cOrium Interaction with water (TROI) test facility was carried out. To experimentally simulate the In-Vessel corium Retention (IVR)- External Reactor Vessel Cooling (ERVC) conditions, prototypic corium was released directly into the coolant water without a free fall in a gas phase before making contact with the coolant. Corium (34.39 kg) consisting of uranium oxide and zirconium oxide with a weight ratio of 8:2 was superheated, and 22.54 kg of the 34.39 kg corium was passed through water contained in a transparent interaction vessel. An image of the corium jet behavior in the coolant was taken by a high-speed camera every millisecond. Thermocouple junctions installed in the vertical direction of the coolant were cut sequentially by the falling corium jet. It was clearly observed that the visualization image of the corium jet taken during the fuel-coolant interaction corresponded with the temperature variations in the direction of the falling melt. The corium penetrated through the coolant, and the jet leading edge velocity was 2.0 m/s. Debris smaller than 1 mm was 15% of the total weight of the debris collected after a fuel-coolant interaction test, and the mass median diameter was 2.9 mm.