목적: 본 논문의 목적은 연구 문헌 중 요통 환자에게 보행운동을 적용한 무작위 대조군 실험설계를 메타 분석을 하여 통증과 장애지수에 대한 효과를 알아보고자 하였다. 방법: 본 논문은 다음 데이터베이스에서 검색하였다: Google scholar, PubMed, Sciencedirect, KISS, RISS, NDSL. 지난 10년간 영어나 한국어로 된 논문 중, 요통이 있는 환자들이 보행운동을 하였을 때, 통증과 장애지 수를 연구한 논문들을 검색하였다. 이 논문에는 (1) 요통이 있는 환자, (2) 중재에는 보행운동이 포함되며, (3) 평가 지표에는 통증과 장애지수가 포함되었다. 최종 결과로 35개의 논문을 확인하였고, 그중 15개의 논문이 충족되었다. 결과: 본 논문은 요통 환자를 대상으로 보행운동을 중재로 주었을 경우의 논문 15편을 최종적으로 선정하 였고 분석하였다. 통증과 장애지수와 관련되어 각각 12개의 논문을 분석하였다. 통증과 관련된 12개의 논문의 효과 크기는 중간의 효과 크기나 나타났고, 장애지수와 관련된 12개의 논문의 작은 효과 크기가 있었다. 결론: 보행운동은 요통 환자들의 통증을 감소시키고 장애지수를 줄이는데 유의미한 효과가 있다. 따라서 보 행운동은 요통을 지닌 사람들에게 긍정적인 영향을 미칠 것으로 사료된다.

Background/Objectives: 본 연구의 목적은 복부 브레이싱 운동과 복부 할로잉 운동을 결 합한 요부 안정화 운동프로그램이 20대 정상성인의 폐기능에 미치는 영향과 흡연자와 비흡 연자를 비교하여 그 차이를 알아보고자 하는 데 있다. Methods/Statistical analysis: 이를 위해 20대 정상성인을 대상으로 흡연집단(n=16)과 비 흡연집단(n=16) 두 그룹으로 모집하여 동일한 중재를 실시하였다. Findings: 흡연집단은 집단 내 기간 지남에 따라 폐기능 요인 중 FVC과 FEV1/FVC를 제 외한 FEV1과 PEF가 운동 전보다 유의하게 증가하였다(p<.05). 비흡연집단에서 기간 지남에 따라 폐기능 요인 중 FVC과 PEF를 제외한 FEV1, FEV1/FVC가 운동 전보다 유의하게 증가하 였다(p<.05). Improvements/Applications: 본 연구 결과, 복부 브레이싱 운동과 복부 할로잉 운동을 결 합한 요부 안정화 운동프로그램은 흡연집단과 비흡연집단 두 그룹의 폐기능 향상에 효과가 나타난 것을 알 수 있었다.

PURPOSE: 본 연구의 목적은 둥근어깨자세(round shoulder posture)와 전방머리자세 (forward head posture)에 따라 폐활량 측정과 산소포화도 및 횡격막 움직임 크기의 상관관계를 알아보는 것이다. METHODS: 연구의 대상은 만성 심장질환 및 호흡기 질환을 가지고 있거나, 정신적, 인지적 장애가 있는 자, 척추옆굽음증(scoliosis)이 있는 자, 목과 갈비뼈 손상이나 수술 병력이 없는 50명의 자원한 사람으로 선정되었습니다. 통계분석은 피어슨(Pearson)의 상관분석을 실시한다. RESULTS:둥근어깨자세는 FVC,FEV1,FEV1/FVC%,PEF 에 대해 양의 상관계수를 보이고 이중 PEF가 가장 상관성이 높았다(p<.05). 횡격막 움직임의 크기(DMD)에 대해서도 양의 상관계수를 보였다. 그러나 TAD(table acromion distance)와는 음의 상관관계를, SPO2는 PM/C7~acro, TAD(table acromion distance) 둘다 음의 상관관계가 나타났다(P>.05). 전방머리자세는 CVA와 CRA 모두 FVC,FEV1,FEV1/FVC, PEF 비율에 대해 유의한 상관관계가 없다(p>.05). CRA와 DMD에는 유의한 차이가 있는 음의 상관관계가 나타났지만(p<.05), CVA와 DMD에는 유의한 상관관계가 발견되지 않았다. 또한 CVA와 CRA 모두 SPO2에 대해 유의한 상관관계가 없다(p>.05). CONLUSION: 결론적으로 전방머리자세의 각도와 둥근어깨 자세에 따라 폐활량과 횡격막 움직임에 영향을 미친다는 것을 확인 할 수 있었다. 하지만 좀더 많은 인원과 대상자들의 경직된 자세에 대해 제한할 방법을 추가적으로 찾을 필요가 있다.

목적: 본 연구의 목적은 운동심상 훈련이 심폐 기능에 미치는 효과를 확인하는 것이다. 방법: 본 연구는 20대 성인 남성 26명을 대상으로 실시하였다. 참가자는 각각 13명의 참가자를 고려하여 운동심상 훈련 군과 대조군으로 무작위로 할당되었다. 측정 방법으로는 트레드밀에서 심장부하 검사를 실시하였고, 최대산소섭취량, 운동 시간 및 회복 심박수를 측정하였다. 운동심상 훈련군은 일주일에 5번 운동심상 훈련을 적용하였다. 본 연구에서는 군 내 결과를 확인 하기 위하여 대응 t 검증을 하였고, 군간 비교를 위하여 독립 t검증을 실시하였다. 결과: 최대 산소 섭취량은 각 군의 전후 비교와 각 군 간의 비교에서 유의한 차이를 보였다. 운동심상 훈련군은 대조군에 비해 운동시간에 유의한 변화가 있었다. 회복 심박수에는 유의한 차이가 없었다. 결론: 본 연구에서는 운동심상 훈련군에서 최대산소섭취량 및 운동 시간을 개선하지만 회복 심박수에는 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 따라서 운동심상 훈련은 심폐 기능 강화를 위한 프로그램으로 고려할 가치가 있다

Purpose: 본 연구의 목적은 4주기간동안 횡격막 호흡을 적용한 기구 필라테스 운동이 20대 성인의 유연성, 복부 근 두께, 근육량, 체지방, 호흡에 미치는 영향에 대해 알아보고자 하는 것이다. Methods: 근골격계 질환이 없는 대상자 35명을 대상으로 수행하였으며, 횡격막 호흡을 하는 그룹과 횡격막 호흡을 하지 않는 그룹으로 나누었으며, 두 그룹 모두 필라테스를 수행하였다. 실험에 사용한 기기로는 Ultrasonography(US), Pulmonary function tests(FEV1 / FVC), Bioeletic Impedance Analysis, Sit and reach test를 사용하였다. 정규성 검증을 실시한 후, 반복측정분산분석 (repeated measures of ANOVA)를 사용하여 운동 전, 호흡을 적용한 운동, 호흡 비적용 운동을 비교하였다. 사후 분석을 위해 Fisher’s LSD를 실시하였다. Results: 필라테스 운동은 복근의 두께와 유연성에 긍정적인 영향을 미쳤습니다. SaR test는 운동 전과 호흡을 적용한 운동과 호흡을 적용하지 않은 운동 사이에 유의한 유의성을 보였다(P <0.05). 근육두께 측정 TRA, EO, IO 모두 운동 전보다 호흡 적용 운동과 비호흡 운동에서 유의한 차이가 있었고(P <0.05), TRA와 IO에서는 추가 시간 사이에 유의한 차이가 없었다. 호흡하지 않는 운동(P >0.05). 그러나 EO에서는 호흡운동을 추가한 시간과 호흡운동을 하지 않은 시간 사이에 유의한 차이가 있었다( P <0.05). Conlusion: 결론적으로, 횡격막 호흡을 이용한 필라테스 운동과 횡격막 호흡이 없는 필라테스 운동은 복근의 두께와 유연성에 긍정적인 영향을 미치는 것으로 나타났다. 그러나 횡격막 호흡과 비횡격막 호흡 사이에는 큰 차이가 없었다.

Purpose: 본 연구의 목적은 본 연구의 목적은 2주간의 회전근개의 강화운동이 회전근개의 근육 두께, 견봉하 공간, 어깨 불안정성에 미치는 영향을 알아보고자 하는 것이다. Methods: 근골격계 질환이 없는 대상자 35명을 대상으로 수행하였으며, 횡격막 호흡을 하는 그룹과 횡격막 호흡을 하지 않는 그룹으로 나누었으며, 두 그룹 모두 필라테스를 수행하였다. 실험에 사용한 기기로는 Ultrasonography(US), Pulmonary function tests(FEV1 / FVC), Bioeletic Impedance Analysis, Sit and reach test를 사용하였다. 근골격계 질환이 없는 대상자 20명이 실험에 참여하였다. 근력 강화 운동은 2주 동안 주 5세트, 총 50세트 실시하였으며, 운동은 풀캔, 빈캔, 외회전 운동으로 진행하였다. 초음파를 이용하여 극상근과 극하근의 근육 두께와 견봉하 공간의 변화를 확인하였다. CSMI는 가시위근과 가시아래근의 근력을 평가하는 데 사용되었다. 정규성 검증을 실시한 후, 반복측정분산분석 (repeated measures of ANOVA)를 사용하여 운동 전, 1주후, 2주후를 비교하였다. 사후 분석을 위해 Fisher’s LSD를 실시하였다. Results: 근력의 비교에서 운동 2주 후 측정 시 내회전에서 유의한 차이가 있었다 (P <0.05). 외회전에서는 유의한 차이가 없었다 (P >0.05). 근육두께에서는 가시위근과 가시아래근의 근육 두께는 유의한 차이가 없었다 (P >0.05). 또한 봉우리밑 공간에서도 유의한 차이가 없었다 (P >0.05). Conlusion: 결론적으로, 빈캔 운동과 풀캔 운동, 측면 외회전 운동은 어깨관절 안쪽돌림의 근력 강화에 긍정적인 효과가 있었다

In this study, we employed a small-scale experiment to demonstrate the introduction of a thin copper heat dissipation plate into a bentonite buffer layer of an engineered barrier system. This experiment designed for spent nuclear fuel disposal can effectively reduce the maximum temperature of the bentonite buffer layer, and ultimately, make it possible to reduce the area of the disposal site. For the experiment, a small-scale engineered barrier system with a copper heat dissipation plate was designed and manufactured. the thickness of the cylindrical buffer was about 2 cm, which was about 1/20 of KAERI Repository System (KRS). At a power supply of 250 W, the maximum buffer temperature reduced to a mere 1.8°C when the thin copper plate was introduced. However, the maximum surface temperature reduced to a remarkable 9.1°C, when a U-collar copper plate was introduced, which had a good contact with the other barrier layers. Consequently, we conclude that the introduction of the thin copper plate into the engineered barrier system for spent nuclear fuel disposal can effectively reduce the maximum buffer temperature in high-level radioactive waste disposal repositories.

The bentonite buffer material is a crucial component in an engineered barrier system used for the disposal of high-level radioactive waste. Because a large amount of heat from the disposal canister is released into the bentonite buffer material, the thermal conductivity of the bentonite buffer is a crucial parameter that determines the design temperature. At the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), a new standard bentonite (Bentonil-WRK) has been used since 2022 because Gyeongju (KJ) bentonite is no longer produced. However, the currently available data are insufficient, making it essential to investigate both the basic and complex properties of Bentonil-WRK. Thus, this study evaluated its geotechnical and thermal properties and developed a thermal conductivity empirical model that considers its dry density, water content, and temperature variations from room temperature to 90°C. The coefficient of determination (R2) for the model was found to be 0.986. The thermal conductivity values of Bentonil-WRK were 1–10% lower than those of KJ bentonite and 10–40% higher than those of MX-80 bentonites, which were attributable to mineral-composition differences. The thermal conductivity of Bentonil-WRK ranged between 0.504 and 1.149 W·(m−1·K−1), while the specific heat capacity varied from 0.826 to 1.138 (kJ·(kg−1·K−1)).

High level radioactive waste (HLW) final disposal repository is faced thermos-hydro-mechanical - radioactive condition because it is placed over 500 m in depth and waste emits decay heats for decades. Repository will be operated around 100 years and will be closed after all the wastes are disposed. The integrity of engineered barriers including buffer, backfill, concrete plug and canister and natural barrier (natural rock mass) will be stood during operating periods. Monitoring sensors for concrete and rock mass is conducted using piezo based sensors such as accelerometer or acoustic emission (AE) sensors. Typical accelerometer for harsh conditions is commonly expensive and data/power cable can be a potential groundwater inflow and nuclide outflow path. The fiber optic accelerometer whose data and power cable are united and has limited volume. Therefore, it can be a potential alternative sensor of piezo based sensors. The temperature limits and accelerated tests for fiber optic sensors are conducted. Most of sensors gives a malfunction around 130°C. The results of these experimental tests give a possibility of communications in compacted bentonite buffer and will be utilized for the design of monitoring systems for the repository.

The occurrence of shear failure in a rock mass, resulting from the sliding of joint surfaces, is primarily influenced by the surface roughness and contact area of these joints. Furthermore, since joints serve as crucial conduits for the movement of water, oil, gas, and thermal energy, the aperture and geometric complexity of these joints have a significant impact on the hydraulic properties of the rock mass. This renders them critical factors in related industries. Therefore, to gain insights into the mechanical and hydraulic behavior of a rock mass, it is essential to identify the key morphological characteristics of the joints mentioned above. In this study, we quantified the morphological characteristics of tensile fractures in granitic rocks using X-ray CT imaging. To accomplish this, we prepared a cylindrical sample of Hwang-Deung granite and conducted splitting tests to artificially create tensile fractures that closely resemble rough joint surfaces. Subsequently, we obtained 2D sliced X-ray CT images of the fractured sample with a pixel resolution of approximately 0.06 mm. By analyzing the differences in CT numbers of the rock components (e.g., fractures, voids, and rock matrix), we isolated and reconstructed the geometric information of the tensile fracture in three dimensions. Finally, we derived morphological characteristics, including surface roughness, contact area, aperture, and fracture volume, from the reconstructed fracture.

Engineered Barrier Systems (EBS) are a key element of deep geological repositories (DGR) and play an important role in safely isolating radioactive materials from the ecosystem. In the environment of a DGR, gases can be generated due to several factors, including canister corrosion. If the gas production rate exceeds the diffusion rate, pore pressures may increase, potentially inducing structural deterioration that impairs the function of the buffer material. Therefore, understanding the hydraulic-mechanical behavior of EBS due to gas generation is essential for evaluating the longterm stability of DGR. This study employed X-ray computed tomography (CT) technology to observe cracks created inside the buffer material after laboratory-scale gas injection experiments. After CT scanning, we identified cracks more clearly using an image analysis method based on machine learning techniques, enabling us to examine internal crack patterns caused by gas injection. In the samples observed in this study, no cracks were observed penetrating the entire buffer block, and it was confirmed that most cracks were created through the radial surface of the block. This is similar to the results observed in the LASGIT field experiment in which the paths of the gas migration were observed through the interface between the container and the buffer material. This study confirmed the applicability of high-resolution X-ray CT imaging and image analysis techniques for qualitative analysis of internal crack patterns and cracks generated by gas breakthrough phenomena. This is expected to be used as basic data and crack analysis techniques in future research to understand gas migration in the buffer material.

The operation time of a disposal repository is generally more than one hundred years except for the institutional control phase. The structural integrity of a repository can be regarded as one of the most important research issues from the perspective of a long-term performance assessment, which is closely related to the public acceptance with regard to the nuclear safety. The objective of this study is to suggest the methodology for quantitative evaluation of structural integrity in a nuclear waste repository based on the adaptive artificial intelligence (AI), fractal theory, and acoustic emission (AE) monitoring. Here, adaptive AI means that the advanced AI model trained additionally based on the expert’s decision, engineering & field scale tests, numerical studies etc. in addition to the lab. test. In the process of a methodology development, AE source location, wave attenuation, the maximum AE energy and crack type classification were subsequently studied from the various lab. tests and Mazars damage model. The developed methodology for structural integrity was also applied to engineering scale concrete block (1.3 m × 1.3 m × 1.3 m) by artificial crack generation using a plate jacking method (up to 30 MPa) in KURT (KAERI Underground Research Tunnel). The concrete recipe used in engineering scale test was same as that of Gyeongju low & intermediate level waste repository. From this study, the reliability for AE crack source location, crack type classification, and damage assessment increased and all the processes for the technology development were verified from the Korea Testing Laboratory (KTL) in 2022.

The buffer is installed around the disposal canister, subjected to heating due to decay heat while simultaneously experiencing expansion influenced by groundwater inflow from the surrounding rock. The engineering barrier system for deep geological disposal require the evaluation of longterm evolution based on the verification of individual component performance and the interactions among components within the disposal environment. Thus, it is crucial to identify the thermalhydro- mechanical-chemical (THMC) processes of the buffer and assess its long- and short-term stability based on these interactions. Therefore, we conducted experimental evaluations of saturationswelling, dry heating, gas transport, and mineralogical alterations that the buffer may undergo in the heated-hydration environment. We simulated a 310 mm-thick buffer material in a cylindrical form, simulating the domestic disposal system concept of KRS+ (the improved KAERI reference disposal system for spent nuclear fuel), and subjected it to the disposal environment using heating cartridges and a hydration system. To monitor the thermal-hydro-mechanical behavior within the buffer material, load cells were installed in the hydration section, and both of thermal couples and relative humidity sensors were placed at regular intervals from the heat source. After 140 days of heating and hydration, we dismantled the experimental cell and conducted post-mortem analyses of the samples. In this post-mortem analysis, we performed functions of distance from the water contents, heat source, wet density, dry density, saturation, and X-Ray diffraction analysis (XRD). The results showed that after 140 days in the heated-hydration environment, the samples exhibited a significant decrease water contents and saturation near the heat source, along with very low wet and dry densities. XRD Quantitative Analysis did not indicate mineralogical changes. The findings from this study are expected to be useful for input parameters and THMC interaction assessments for the long-term stability evaluation of buffer in deep geological disposal.