• 한국항행학회논문지
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• 제20권1호
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• pp.65-71
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• 2016

양자점 셀룰라 오토마타 (QCA; quantum-dot cellular automata)는 나노 규모의 크기와 낮은 전력 소비로 각광받고 있으며, CMOS 기술의 규모의 한계를 극복할 수 있는 대체 기술로 떠오르고 있다. 현재까지 QCA상에서 설계된 BCD-3초과 코드는 확장성을 고려하지 않았으며 대규모 회로 설계에는 적합하지 않았다. 이를 해결하기 위해 본 논문에서는 확장성을 고려한 BCD-3초과 코드 회로를 설계한다. 확장이 가능한 구조를 설계하기 위해 확장된 교차부 구조를 이용하여 입력과 출력의 흐름을 제어하고, 출력되는 값들의 동기화를 위해 5입력 다수결 게이트를 이용한다. 설계한 구조에 대해 QCADesigner를 이용하여 시뮬레이션을 수행한 후 그 결과에 대해 유효성을 검증한다. 제안된 구조는 기존의 URG BCD-3초과 코드변환기와 비교하여 32개의 게이트를 줄이며 빈 공간의 비율 또한 7% 감소시켰다. 또한 확장성이 고려되지 않은 기존의 QCA BCD-3초과 코드 변환기가 회로 확장 시 필요한 7개의 클럭을 1개의 클럭으로 줄였다.

• 전자공학회논문지CI
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• 제40권6호
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• pp.32-38
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• 2003

인간 친화적인 10진 계산을 위한 3초과 십진 가·감산기 회로를 제안한다. 십진 회로를 이용한 계산 시속도 문제는 carry lookahead (CLA) 회로를 이용하여 해결할 수 있다. 제안하는 3초과 십진수 가산기 설계에서는 CLA와 함께 보정회로 및 변환회로를 개선함으로서 지연시간을 줄일 수 있다. 3초과 코드를 사용함으로서 감산과정에서 가산기만을 사용하여 계산을 할 수 있다 이 3초과 십진 가ㆍ감산회로는 기존의 설계에 비하여 상당한 속도 개선효과를 얻게 해준다.

• 전자공학회논문지CI
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• 제40권5호
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• pp.241-249
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• 2003

십진수를 위한 가산기 구현에서 지연시간을 줄일 수 있는 carry lookahead(CLA)을 이용한 십진수 가산 회로 선계를 제안한다. 이자 계산과 같은 십진 소수에 의한 반복계산에서 이진수 체계를 사용하면 절단오차는 누적된다. 이를 방지하기 위하여 BCD 회로 사용은 불가피하다. BCD 계산에서의 속도개선은 CLA 회로를 이용하여 개선될 수 있다. BCD 회로에서 CLA 회로 사용을 위해 제안된 캐리 생성 및 캐리 전파회로를 도출하여 가산기 설계에 사용하였다. 이 CLA 방식을 사용한 BCD 가산에서 기존의 BCD 가산회로와 지연시간을 비교하였을 때 상당한 속도개선이 이루어졌다. 또한 3초과 코드를 이용한 가산회로의 경우 CLA 방식 사용과 지연시간에 영향을 미치는 회로부분을 개선함으로써 CLA만 이용했을 때 보다 지연시간을 10게이트 지연시간만큼 더욱 줄일 수 있었다.

• 한국항행학회논문지
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• 제17권6호
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• pp.700-704
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• 2013

양자 셀룰라 오토마타(QCA)는 CMOS의 기술을 상속받을 차세대 나노 전자 소자 중 하나이다. QCA는 원자규모 및 초저전력화로 이목이 집중되고 있으며 다양한 QCA 회로들이 제안되었다. 십진 출력을 요하는 전자회로와 마이크로프로세서에서 주로 사용되는 이진화 십진법(BCD)은 연산을 위한 변환은 편하지만 데이터 낭비가 심하다. 본 논문에서는 QCA 회로에서 감산 및 반올림에 효과적으로 이용될 수 있는 BCD-3초과 코드를 제안한다. 제안된 구조는 잡음을 최소화하고 공간 및 시간 복잡도를 고려하여 효율적으로 설계되었으며 시뮬레이션을 통해 검증하였다.

• 한국정보통신설비학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신설비학회 2008년도 정보통신설비 학술대회
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• pp.107-111
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• 2008

3GPP는 사용자의 다운링크 패킷 데이터 Throughput을 높이고,NodeB에 MAC계층을 위치시켜, 사용자의 스케줄링과 재전송을 담당하게 함으로써, 다운링크 패킷의 전송 지연을 감소시키는 HSDPA(High Speed Data Packet Access)기술을 Release 5에서 도입하였다. NodeB에 위치한 MAC-hs 스케줄러는 각각의 사용자에게 가용한 NodeB의 RF power와 code 자원을 제공하며, R99에서 사용했던 Power control을 이용하는 대신, AMC(Adaptive Modulation and Coding)기능을 제공하여 Radio conditions에 따라 전송되는 Data Format을 조정하여 채널환경이 좋은 사용자에게는 높은 data Throughput을 제공하며, 채널환경이 좋지 않은 사용자에게는 낮은 data throughput을 제공하고 있다. 본 고에서는 매 TTI에 스케줄링된 사용자에게 제공하고도, RF power 및 code 자원이 남아 있을 경우, 스케줄러는 남은 자원을 각각의 사용자에게 재 분배하여, 초기에 추정한 HSDPA Throughput보다 향상된 성능을 갖을 수 있음을 설명하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권1호
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• pp.325-336
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• 2019

The activity concentrations of $^{226}Ra$, $^{232}Th$, and $^{40}K$ from 102 building materials samples were determined using a high-purity germanium (HPGe) detector. The activity concentrations were evaluated for possible radiological hazards to the human health. The excess lifetime cancer risks (ELCR) were also estimated, and the average values were recorded as $0.42{\pm}0.24{\times}10^{-3}$, $3.22{\pm}1.83{\times}10^{-3}$, and $3.65{\pm}1.85{\times}10^{-3}$ for outdoor, indoor, and total ELCR respectively. The activity concentrations were further subjected to RESRAD-BUILD computer code to evaluate the long-term radiation exposure to a dweller. The indoor doses were assessed from zero up to 70 years. The simulation results were $92{\pm}59$, $689{\pm}566$, and $782{\pm}569{\mu}Sv\;y^{-1}$ for indoor external, internal, and total effective dose equivalent (TEDE) respectively. The results reported were all below the recommended maximum values. Therefore, the radiological hazards attributed to building materials under study are negligible.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권4호
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• pp.233-240
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• 1988

KMRR은 잉여반응도 및 출력분포조절을 위하여 Hafnium관을 사용한다. 현재 노심해석은 핵연료집합체 단위로 균질화된 5군 군정수를 이용하여 중성자 확산코드인 VENTURE을 이용한다. Hafnium관내에 핵연료가 들어있는 특수한 조정 집합체에 대해서도 이러한 균질화된 군정수를 사용한 중성자 확산계산이 적용될 수 있는가를 조사하였다. 비교계산은 중성자 수송코드인 TWOTRAN을 사용하여 잉여반응도 및 출력 준위에 대해 수행하였다. 계산결과 현재의 균질화된 군정수를 사용하는 중성자 확산계산이 큰 오차없이 적용할 수 있는 것으로 나타났다.

• Coupled systems mechanics
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• 제3권2호
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• pp.233-245
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• 2014

Coupled finite element analysis is carried out to study the effect of degree of saturation on the vertical displacements and pore water pressures simultaneously by developing a FORTRAN90 code. The finite element formulation adopted in the present study is based upon Biot's consolidation theory to include partially saturated soils. Numerical methods are applied to a two-dimensional plane strain strip footing (flexible) problem and the effect of variable degree of saturation on the response of excess pore water pressure dissipation and settlement of the footing is studied. The immediate settlement in the case of partly saturated soils is larger than that of a fully saturated soil, the reason being the presence of pore air in partially saturated soils. On the other hand, the excess pore water pressure for partially saturated soil are smaller than those for fully saturated soil.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권8호
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• pp.2454-2463
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• 2021

The objective of this research is to the use of americium (AmO₂) as a burnable absorber effectively instead of conventional gadolinium (Gd₂O₃) for VVER-1200 reactor by analyzing its impacts on reactivity, power peaking factor (PPF), safety factor, and quality of the spent fuel. The assembly is burned to 60 GWd/t by using SRAC-2006 code and JENDL-4.0 data library for finding the optimum amount and effective way of using AmO₂ as a burnable absorber. From these studies, it is found that AmO₂ can decrease the excess reactivity like Gd₂O₃ without changing the criticality life span and enrichment of ²³⁵U. A homogeneous mixture of the 0.20% AmO₂+ 4.95% enriched UO₂ fuel rod (model MF-4) decreases the PPF than the reference assembly. The use of AmO₂+UO₂ in the integral burnable absorber (IBA) rod or the outer layer could also decrease the PPF up to 10 GWd/t but increases rapidly after 30 GWd/t, which could be a safety threat. The fuel temperature coefficient and void coefficient of the model MF-4 are the same as the reference assembly. In addition, 22% of initially loaded Am are burning effectively and contributing to the power production.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.900-906
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• 2024

The Passively-Cooled Molten Salt Fast Reactor (PMFR) is one of the advanced design concepts of the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) which utilizes a natural circulation for the primary loop and aims to attain a long-life operation without any means of fuel reprocessing. For an extended operation period, it is necessary to have enough fissile material, i.e., high excess reactivity, at the onset of operation. Since the PMFR is based on a fast neutron spectrum, direct implementation of a burnable absorber concept for the control of excess reactivity would be ineffective. Therefore, a localized moderator concept that encircles the active core has been envisioned for the PMFR which enables the effective utilization of a burnable absorber to achieve low reactivity swing and long-life operation. The modified PMFR design that incorporates a moderator and burnable absorber is presented, where depletion calculation is performed to estimate the reactor lifetime and reactivity swing to assess the feasibility of the proposed design. All the presented neutronic analysis has been conducted based on the Monte Carlo Serpent2 code with ENDF/B-VII.1 library.