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- 저자 : 서철교 (검색결과 7 건)
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서철교,박희복 대한전자공학회 1998 전자공학회지 Vol.25 No.5
디지털 TV 방송을 수신하기 위한 디지털 TV 수신기의 핵심 부품을 5개의 IC로 개발하였다. 5개의 칩 세트는 VSB로 변조된 신호를 수신하기 위한 2개의 채널 디코더 IC와 3개의 비디오 신호처리 IC로 구성되어 있다. VSB 수신용 IC는 Syne 및 Timing 복구와 채널 등화 기능을 수행하는 SyncEq와 전송시의 오류를 정정하는 VSB 채널 디코더로 구성되며, 비디오 신호 처리부는 MPEG2 다중화 방식의 Transport Stream을 디코딩하기 위한 역다중화용 IC와 MPEG2 비디오 압축/신장 규격의 MP@HL의 비트스트림을 디코딩하기 위한 비디오 디코더 및 18가지 비디오 포맷을 단일한 출력 포멧으로 변환하여 주며 OSD 등 디스플레이 기능을 위한 비디오 디스플레이 처리용 IC로 구성되어 있다. 이 칩 세트는 VHDL로 설계되었으며 RTL 시뮬레이션과 하드웨어 Emulator로 시스템 레벨에서 검증되었고 0.6u, TLM, CMOS 공정을 이용하여 제작되었다.
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디지털 TV 전송을 위한 8VSB 수신기의 VLSI 구현
박희복,전정식,곽흥식,임재환,고대협,서철교,김준태,박종석 에스케이텔레콤 (주) 1998 Telecommunications Review Vol.8 No.2
본 논문에서는 현재 국내 디지털 지상파 TV 전송방식의 표준으로 설정되어 있는 ATSC (Advanced Television System Committee)의 8VSB (Vestigial SideBand) 시스템에 대하여 알아보고 수신기의 VLSI 구현에 관하여 논한다. 우선 8VSB 시스템을 크게 송신부와 수신부로 나누어 각 부분에 사용되고 있는 요소기술을 분석하고, 이를 근간으로 한 수신기의 VLSI 구현에 대하여 부분별로 알아본다. 구현된 수신기는 1개의 아날로그 모듈과 2개의 VLSI 칩으로 구성되어있다. 이를 탑재한 평가보드를 이용하여 수행된 실내 테스트를 통해, 구현된 수신기의 성능을 검증하고 또한 ATSC 표준안에서 제안하는 요구조건( TOV: Threshold of Visibility)을 만족함을 보인다. 끝으로 칩 레이아웃를 보여 주며, 향후 연구할 내용에 대하여 간단히 언급한다.
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세슘 침출 저항성 증진 시멘트 고화체의 제조 및 특성 평가
김지용,장원혁,장성찬,임준혁,홍대석,서철교,손종식 한국방사성폐기물학회 2018 방사성폐기물학회지 Vol.16 No.2
Currently, the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) is planning to build the Ki-Jang Research Reactor (KJRR) in Ki-Jang, Busan. It is important to safely dispose of low-level radioactive waste from the operation of the reactor. The most efficient way to treat radioactive waste is cement solidification. For a radioactive waste disposal facility, cement solidification is performed based on specific waste acceptance criteria such as compressive strength, free-standing water, immersion and leaching tests. Above all, the leaching test is important to final disposal. The leakage of radioactive waste such as 137Cs causes not only regional problems but also serious global ones. The cement solidification method is simple, and cheaper than other solidification methods, but has a lower leaching resistance. Thus, this study was focused on the development of cement solidification for an enhancement of cesium leaching resistance. We used Zeolite and Loess to improve the cesium leaching resistance of KJRR cement solidification containing simulated KJRR liquid waste. Based on an SEM-EDS spectrum analysis, we confirmed that Zeolite and Loess successfully isolated KJRR cement solidification. A leaching test was carried out according to the ANS 16.1 test method. The ANS 16.1 test is performed to analyze cesium ion concentration in leachate of KJRR cement for 90 days. Thus, a leaching test was carried out using simulated KJRR liquid waste containing 3000 mg·L-1 of cesium for 90 days. KJRR cement solidification with Zeolite and Loess led to cesium leaching resistance values that were 27.90% and 21.08% higher than the control values. In addition, in several tests such as free-standing water, compressive strength, immersion, and leaching tests, all KJRR cement solidification met the waste acceptance or satisfied the waste acceptance criteria for final disposal. 현재, 한국원자력연구원은 부산 기장에 연구용 원자로(Ki-Jang Research Reactor, KJRR)를 건설 계획하고 있다. 원자로를 운영하면 중·저준위 방사성폐기물이 발생하므로 방사성 폐기물을 안전하게 처리 하는 것이 중요하다. 현재, 다양한 형태의방사성 폐기물을 처리 할 수 있는 시멘트 고화 방법을 일반적으로 사용하고 있으며, 방사성 폐기물 처분시설 인수 기준(압축강도, 유리수, 침수 및 침출시험 등)을 만족해야 한다. 특히, 폐기물에 함유된 방사성 세슘이 유출 될 경우 범 국제적인 문제를 야기하므로, 고화체 인수 기준 중에서 침출시험이 가장 중요한 인자이다. 시멘트 고화 방법은 다른 고화 방법 보다 공정이 간단하며 비용이 적게 들지만, 침출 저항성이 낮다. 이에 본 연구는 시멘트 고화체 세슘 침출 저항성 증진을 위하여 기장연구용 원자로(KJRR) 모사폐액과 대표적인 세슘 흡착제인 제올라이트와 황토를 혼합하여 기장로 모의폐액 시멘트를 제조하였다. 제올라이트와 황토가 시멘트 고화체와 결합되어 있는 것을 SEM-EDS를 통하여 정량적으로 확인하였다. 침출 시험은ANS 16.1 방법에 의해 90일동안 진행하였다. 기장로 모의폐액 시멘트의 세슘(3000 ppm)을 첨가하여 90일간의 침출시험 후침출수의 세슘 농도 분석 결과, 제올라이트와 황토가 포함된 모의폐액 시멘트는 제올라이트와 황토를 첨가하지 않은 대조군에 비해 최대 27.90%, 21.08%의 세슘 침출 저항성 정도를 나타내는 것을 확인하였다. 또한, 제올라이트와 황토가 포함된 기장로 모의폐액 시멘트는 인수 기준(압축강도, 유리수 유무, 침수 및 침출 지수)을 통과 하는 것을 확인하였다.
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박종만,탁영욱,정용진,이규홍,김희문,정양홍,유병옥,진영관,서철교,양성우,김현정,임정식,YEON SOO KIM,Bei Ye,Gerard L. Hofman 한국원자력학회 2017 Nuclear Engineering and Technology Vol.49 No.5
The construction project of the Kijang research reactor (KJRR), which is the second research reactor in Korea, has been launched. The KJRR was designed to use, for the first time, U-Mo fuel. Plate-type U-7 wt.% Mo/Ale5 wt.% Si, referred to as U-7Mo/Ale5Si, dispersion fuel with a uranium loading of 8.0 gU/ cm3, was selected to achieve higher fuel efficiency and performance than are possible when using U3Si2/ Al dispersion fuel. To qualify the U-Mo fuel in terms of plate geometry, the first miniplates [HANARO Miniplate (HAMP-1)], containing U-7Mo/Ale5Si dispersion fuel (8 gU/cm3), were fabricated at the Korea Atomic Energy Research Institute and recently irradiated at HANARO. The PIE (Post-irradiation Examination) results of the HAMP-1 irradiation test were analyzed in depth in order to verify the safe in-pile performance of the U-7Mo/Ale5Si dispersion fuel under the KJRR irradiation conditions. Nondestructive analyses included visual inspection, gamma spectrometric mapping, and two-dimensional measurements of the plate thickness and oxide thickness. Destructive PIE work was also carried out, focusing on characterization of the microstructural behavior using optical microscopy and scanning electron microscopy. Electron probe microanalysis was also used to measure the elemental concentrations in the interaction layer formed between the U-Mo kernels and the matrix. A blistering threshold test and a bending test were performed on the irradiated HAMP-1 miniplates that were saved from the destructive tests. Swelling evaluation of the U-Mo fuel was also conducted using two methods: plate thickness measurement and meat thickness measurement.
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