• 한국추진공학회지
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• 제23권5호
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• pp.67-74
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• 2019

본 논문에서는 개방형 사이클 액체로켓엔진의 시동해석을 위해 개발된 해석 코드의 수학적 모델을 제시하였다. 추진제 공급 배관에서의 추진제 충진 과정을 포함하여 엔진을 구성하는 대부분의 요소를 고려하였다. 한국형발사체 시험발사체에 사용된 75톤급 엔진의 시동해석을 수행하였으며, 해석 결과와 실험 결과가 잘 일치함을 보임으로써 시동해석 코드의 타당성을 증명하였다.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 한국전산유체공학회 2008년도 춘계학술대회논문집
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• pp.324-327
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• 2008

Two stage startup of high thrust liquid rocket engine can reduce the abrupt impulse to the vehicle and engine by changing oxidizer flow rate to the combustion chamber. Also it ensures stable ignition of combustion chamber against hard start and to prevent pump stall by the sudden supply of large mass flow rate. However high discharge pressure of oxidizer pump or temperature rise in gas generator may be a problem in applying the preliminary stage. To solve this problem, we analyzed the effect of the slope of oxidizer pump's head curve and the oxidizer mass flow rate to combustion chamber during preliminary stage using the rocket engine startup analysis code. A moderate slope(${\circleddash}{\sim}$-3) of head curve and 80% mass flow rate during preliminary stage can reduce the oxidizer pump discharge pressure by 15 to 20% comparing with the condition of ${\circleddash}$=-4.37 head curve and 70% mass flow rate. Also it can maintain the turbine inlet temperature rise within 50K from the nominal value.

• 한국항행학회논문지
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• 제16권3호
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• pp.488-494
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• 2012

본 논문은 악성코드가 사용하는 자기방어기법을 방식에 따라 분류하고, 악의적인 코드를 보호하는 방법의 일종인 패킹에 대해 소개하였으며, 패킹을 이용하는 악성코드를 보다 빠르게 분석할 수 있는 방안을 제시하였다. 패킹기법은 악의적인 코드를 은닉하고 실행 시에 복원하는 기술로서 패킹된 악성코드를 분석하기 위해서는 복원 후의 진입점을 찾는 것이 필요하다. 기존에는 진입점 수집을 위하여 악성코드의 패킹 관련 코드를 자세히 분석하여야만 했다. 그러나 본 논문에서는 이를 대신하여 악성코드를 생성한 표준 라이브러리 코드 일부를 탐색하는 방법을 제시하였다. 제시한 방안을 실제로 구현하여 보다 신속히 분석할 수 있음을 증명하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.413-418
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• 1995

A computer code to simulate the letdown system was developed to analyze the hydrodynamic transients. It was found that valve plug characteristics have a significant effect on the system stability, and that the plant specific valve control system setpoints should be determined based on the characteristics of procured valves by using a simulation code, before performing the plant startup test. The letdown system instability was evaluated for the feedback to the design of future plants.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.413-418
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• 1996

The main purpose of this paper is to develop the modified LTC code for accurate analysis of the boron concentration behavior of all components in the Nuclear Steam Supply System (NSSS). This is achieved by adapting a multi-cell mad to the existing Long Term Cooling (LTC) code. To verify the modified LTC, the simulated results were compared with the actual test results measured during YGN 4 initial criticality test. It was shown that the simulated results of this modified LTC were in good agreement with the actual test results. Also, the boron concentration behavior analysis were performed using the modified LTC code for both direct and indirect dilution/boration nude using YGN 3,4 design data. This modified LTC code can provide a valuable information in predicting boron concentration behavior during power maneuvering such as startup operation, shutdown operation and load follow operation. It is expected that the modified LTC can be applied to both on-line and off-line mode using Plant Computer System(PCS).

• Journal of Power Electronics
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• 제5권1호
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• pp.62-66
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• 2005

A simple fault correction method for rotor position detection of a brushless DC(BLDC) motor with trapezoidal back EMF(electromotive force) using a Hall effect latch unit is presented. The reason why the Hall effect latch unit does not operate properly during the startup of a BLDC motor is thoroughly explained. To solve this problem, a simple code change method and its hardware implementation issues are proposed and discussed.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.500-505
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• 1995

This paper describes the results of simulation of a CANDU operational transient problem (re-startup after short shutdown) using the Coupled Reactor Kinetics(CRKIN) code developed previously with CANDU Reactor Regulating System(RRS) logic. The performance in the simulation is focused on investigating the behaviours of neutron power and regulating devices in accordance with the changes of xenon concentration following the operation of the RRS.

• 한국항공우주학회지
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• 제32권3호
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• pp.58-65
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• 2004

유한요소법을 이용하여 액체 로켓 엔진 터보 펌프 터빈의 천이 열전달 및 구조 해석이 수행되었다. 해석 모델은 3차원 8절점 등매개변수 솔리드 요소로 구성되었으며, 전체 모델의 1/80만이 해석되었다. 열 스파이크를 포함하는 시동 조건과 정상상태에서의 하중이 고려되었다. 블레이드 면 위의 열전달 계수는 상용 열유동 해석 프로그램인 Fluent를 이용하였다. 개발된 유한 요소 코드를 이용하여 시동 및 정상상태에서 천이 열전달 응답을 구하였다. 또한, 원심력과 열하중이 가해질 때, 최대 응력 및 슈라우드의 변위를 구하였다.

• 한국정보과학회논문지:소프트웨어및응용
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• 제36권9호
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• pp.767-776
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• 2009

소프트웨어 버스마크란 코드 도용 탐지를 위해 프로그램 자체에서 추출된 프로그램의 특징이다. 동적 API 버스마크는 실행 시간 API 호출 시퀀스로부터 추출된다. Tamada가 제안한 Windows 프로그램을 위한 동적 API 버스마크는 프로그램 실행 시작 부분의 API 시퀀스만을 추출하여 프로그램의 중요한 특성을 반영하지 못하였다. 이 논문에서는 프로그램의 핵심 기능을 실행할 때의 API 시퀀스에서 추출한 기능 단위 동적 API 버스마크를 제안한다. 기능 단위 동적 API 버스마크를 이용해 코드 도용을 탐지하기 위해서 먼저 두 프로그램을 실행하여 버스마크를 추출한다. 두 프로그램의 유사도는 프로그램에서 추출한 버스마크를 준전체 정렬 방식을 이용하여 비교하여 측정한다. 버스마크의 신뢰성을 평가하기 위하여 같은 기능을 가진 프로그램들을 대상으로 실험하였다. 강인성을 평가하기 위하여 동일한 소스 코드를 다양한 컴파일 방법으로 만들어 실험하였다. 실험 결과 본 논문에서 제안하는 기능 단위 동적 API 버스마크가 기존의 버스마크에서 탐지할 수 없었던 모듈 단위 도용을 탐지할 수 있음을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권5호
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• pp.878-888
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• 2020

This paper presents the validation of UNIST in-house Monte Carlo code MCS used for the high-fidelity simulation of commercial pressurized water reactors (PWRs). Its focus is on the accurate, spatially detailed neutronic analyses of startup physics tests for the initial core of the Watts Bar Nuclear 1 reactor, which is a vital step in evaluating core phenomena in an operating nuclear power reactor. The MCS solutions for the Consortium for Advanced Simulation of Light Water Reactors (CASL) Virtual Environment for Reactor Applications (VERA) core physics benchmark progression problems 1 to 5 were verified with KENO-VI and Serpent 2 solutions for geometries ranging from a single-pin cell to a full core. MCS was also validated by comparing with results of reactor zero-power physics tests in a full-core simulation. MCS exhibits an excellent consistency against the measured data with a bias of ±3 pcm at the initial criticality whole-core problem. Furthermore, MCS solutions for rod worth are consistent with measured data, and reasonable agreement is obtained for the isothermal temperature coefficient and soluble boron worth. This favorable comparison with measured parameters exhibited by MCS continues to broaden its validation basis. These results provide confidence in MCS's capability in high-fidelity calculations for practical PWR cores.