테트로도톡신(tetrodotoxin, TTX)은 강력한 해양생물 유 래 신경독소로, 수산물 내 TTX를 검출하기 위해 기존에 주로 사용되는 mouse bioassay (MBA)와 LC-MS/MS 기법 은 낮은 검출한계와 동물 윤리 문제 등의 한계가 있어 이 를 대체할 새로운 시험법 개발이 필요합니다. Neuro-2a assay는 대표적인 세포기반 대체 시험법으로, 이 방법은 마우스 신경모세포인 Neuro-2a 세포주에 ouabain (O)과 veratridine (V)을 처리하여 과도한 Na+ 유입으로 인한 세 포 사멸을 유도한 후, Na+ 채널 억제제인 TTX가 Na+ 유 입을 차단해 세포를 보호하는 원리를 이용해 TTX를 정량 합니다. 본 연구에서는 Neuro-2a assay를 국내 실험실 환경에 적용하기 위해 TTX 처리 조건과 O/V 농도 등의 매 개변수를 최적화하였습니다. 그 결과, 최적 O/V 농도로 600/60 μM를 설정하였으며, S자형 용량-반응 곡선이 도출 되는 8가지 농도(50-0.195 ng/mL)를 확인하였습니다. 또한, 24번의 반복 실험을 통해 데이터의 신뢰도를 평가할 수 있는 6가지 data criteria를 확립하였으며, 이 중 EC50 값 은 약 3.824-1.268 ng/mL로 나타났습니다. 실험실 간 변동 성 비교 결과, COV+와 Bottom OD값을 제외한 모든 품 질 관리 기준(quality control criteria)과 데이터 기준(data criteria)의 변동계수(CVs)는 1.31-14.92%로 도출되어, 실험 의 적정성과 재현성이 확인되었습니다. 본 연구는 국내에 서 활용 가능한 TTX 검출용 Neuro-2a assay의 최적 조 건과 신뢰성을 평가할 수 있는 quality control criteria와 data criteria를 제시하였습니다. 아울러, TTX뿐만 아니라 유사체인 4,9-anhydroTTX에 대한 TEF 값을 0.2098로 산 출하여, TTX뿐 아니라 다양한 유사체의 검출이 가능함 을 확인하였습니다. 향후, 본 시험법은 국내 수산물 내 TTX 검출을 위한 MBA 대체법으로 활용될 것으로 기대 됩니다.

본 연구는 국립수목원 내 전문전시원에 발생한 이입식물을 대상으로 2015년부터 2023년까지 이입식물 분포조사를 시행 하였다. 그 결과 자생식물 299종, 귀화식물 49종, 재배식물 13 종 총 63과 214속 361종이 조사되었다. 국화과가 63종으로 가장 많았고, 벼과, 사초과 순으로 발생하였다. 이입식물의 이입 경로를 분석하기 위하여 광릉숲에 분포하는 식물상과 비교 분석 한 결과 309종이 광릉숲에 분포하는 식물로 확인되었으며, 전 문전시원 내 식재 식물이 확산된 경우가 17종으로 조사되었다. 조사된 귀화식물 49종을 원산지별로 구분하면 유럽과 북아메리카가 69.4%, 이입 시기별 1기와 3기의 비율이 90%를 차지하였 다. 귀화식물의 귀화도 분포 등급을 적용한 결과 4등급 이상이 면서 이입 시기가 3기인 식물 9종은 빠르게 확산할 우려가 큰 식물이므로 지속적인 모니터링이 필요하다. 국립수목원에 어느 정도 귀화식물이 분포하는지를 가늠하는 도시화지수를 산출한 결과 15.0%로 나타났으며, 환경부 지정 생태계교란 야생식물 중 돼지풀, 단풍잎돼지풀, 애기수영, 미국쑥부쟁이가 출현하였 다. 이입식물은 자생식물군락과 전문전시원 내 관람로에 침입하 여 세력권을 확장하고 우점하는 경향이 있어 각각의 생태적 특 성을 고려한 제거 방법이 필요하다.

방대한 빅데이터를 기반으로 발전한 인공지능 기술은 창작과 영상 예술, 인간의 고유 영역으로 여겨졌던 분야에 큰 영향을 미치기 시작했다. 전통적으로 선형적이었던 3D 애니메이션 제작 방식은 AI 이미지 생성 모델을 활용해 초기 기획, 컨셉 및 아이디어를 빠르게 비주얼화하고, 실시간 게임 엔진을 통해 실시간으로 수정 및 개선 작업을 반복하며 완성도를 높이는 비선형 적 방식으로 변화하고 있다. 본 논문에서는 Stable Diffusion의 노드 기반 비주얼 스크립트인 ComfyUI를 활용한 사전 제작 과정과 iClone 및 언리얼 엔진을 통해 디지털 휴먼을 제작하고 구체화하는 일련의 파이프라인을 분석한다. 이를 통해 전통적인 파이프라인을 넘어서는 새로운 예술적 표현의 가능성을 모색한다.

마비성 패류 독소(Paralytic shellfish poisoning, PSP)는 유해 조류에 의해 생성되며, 독소에 노 출된 수산물을 섭취하였을 때 중독이 발생한다. 수산물 중 PSP를 검출하는 표준 시험법인 Mouse bioassay (MBA)는 낮은 검출한계와 동물 윤리 문제로 대체 시험법의 개발 필요성이 대 두되고 있다. 이러한 대체 시험법 중, PSP가 신경 세포막의 Na+ 채널을 차단하는 기전을 이 용한 마우스 뇌신경 모세포종 세포 기반 시험법(Neuro-2a assay)의 표준화를 위한 노력이 대두 되고 있다. Neuro-2a assay의 원리는 Neuro-2a 세포주에 Na+/K+ ATPase 억제제인 Ouabain (O)과 Na+ 채널 활성화제인 Veratridine (V)을 처리하여 과도한 Na+ 유입으로 인한 세포사멸을 유도한 상태에서, Na+ 채널 억제제인 PSP를 처리하게 되면 Na+ 유입이 차단되어 세포가 생존 하는 것을 측정하는 것이다. 본 연구에서는 PSP 검출을 위한 Neuro-2a assay를 국내 연구 환 경에 맞게 다양한 매개변수를 개선하여 최적 시험법을 확립하고자 하였다. 고려한 매개변수 들은 세포밀도, 배양 조건 및 PSP 처리 조건 등으로, 그 결과는 아래와 같다. 초기 세포밀도 는 40,000 cells/well로, 세포 배양시간 및 처리시간은 각각 24시간으로 설정하였다. 또한 최적 O/V 농도는 500/50 μM로 설정하였다. 본 연구에서 PSP 중 Saxitoxin (STX)에 대해서 O/V 처 리가 된 상태에서 S자형 용량-반응 그래프가 도출되는 8가지 농도(368~47,056 fg/μl)를 확인 하였고, Neuro-2a assay의 실험실 간 변동성 비교를 통해, 실험의 적정성 확인을 위한 5가지 Quality Control Criteria와 실험 데이터의 신뢰가능 범위(Data Criteria) 6가지를 설정하였다. 확 립된 조건으로 Neuro-2a assay를 진행한 결과 반수영향농도(EC50) 값은 약 1,800~3,500 fg/μl 로 나타났다. 실험실 간 변동성 비교 결과, Quality Control Criteria 값 및 Data criteria 값의 변 동계수(coefficients of variation (CVs))가 1.98~29.15% 범위로 산출되어 실험의 적정성 및 재현 성이 확인되었다. 본 연구를 통해 우리나라에서 활용할 수 있는 PSP 검출용 Neuro-2a assay 시험법의 최적 조건 및 5가지 Quality control 기준을 제시하였고, PSP 중 대표적인 독소인 STX 을 대상으로 Neuro-2a assay를 실시한 결과 유의한 EC50 값을 산출할 수 있었으며, 향후 국 내 수산물을 대상으로 MBA를 대체할 수 있는 PSP 검출법으로 활용될 것으로 기대된다.

코로나 사태 이후 공연예술계는 ‘초지능화’와 ‘초연결성’의 특징으로 대표되는 메타버스에 주목 하기 시작했다. 직접 만나서 소통할 수 없는 비대면적 상황은 현실세계와 가상공간을 연결해 주는 메타버스 플랫폼 전시 공연 활성화에 큰 영향을 끼쳤다. 코로나 사태가 끝난 이후에도 공연예술계는 다양하고 실험적인 온-오프라인 공연의 형태로 해당 기술을 활용한 다양한 프로 젝트 전시들을 선보이고 있다. 이처럼 실감 콘텐츠와 가상현실을 접목한 VR, XR 기술들은 빠 르게 실감 콘텐츠와 전시공연분야에 접목되며 실험적이고 다양한 공연과 전시를 선보이고 있 다. 메타버스 플랫폼을 활용한 전시와 공연들이 관객들이 어떠한 방식으로 다가가고 있는지 실감 콘텐츠 공연사례들을 분석하고, 가상현실이 일상화되고 있는 요즘, 전시와 공연 예술 분 야의 변화의 방향을 살펴본다.

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.

Rock discontinuities in underground rock behave as weak planes and affect the safety of underground structures, such as high-level radioactive waste disposal and underground research facilities. In particular, rock discontinuities can be a main flow path of groundwater and induce large deformation caused by stress disturbance or earthquakes. Therefore, it is essential to investigate the characteristics of rock discontinuities considering in-situ conditions when constructing highlevel radioactive waste disposal, which needs to assure the long-term safety of the structure. We prepared Hwang-Deung granite rock block specimens, including a saw-cut rock surface, to perform multi-stage direct shear tests as a preliminary study. In the multi-stage direct shear tests, we can exclude possible errors induced by different specimens for obtaining a full failure envelope by using an identical specimen. We applied the initial normal stress of 3 MPa on the specimen and increased the normal stress to 5 and 10 MPa step by step after peak shear stress observation. We obtained the mechanical properties of saw-cut rock surfaces from the experiments, including friction coefficient and cohesion. Additionally, we investigated the effect of filling material between rock discontinuities, assuming the erosion and piping phenomenon in the buffer material of the engineering barrier system. When the filling material existed in the rock surfaces, the shear characteristics deteriorated, and the effect of bentonite was dominant on the shear behavior.

A lot of CANDU Spent Fuels (CSFs) have been stored in spent nuclear fuel pools and dry storage facilities. In accordance with the enhanced nuclear regulations, the initial characteristics of CSF should be inspected to ensure the integrity of CSF and the reliable operation of storage system before loading it into a cask for long-term dry storage. For the inspections, an initial characteristics measurement equipment was designed, which is used for Pool-Side Examination (PSE) in the spent fuel pool of the pressurized heavy water reactor nuclear power plant. Measurements using the equipment consist of non-contact inspections and contact inspections. The non-contact inspections do not affect CSF integrity, whereas the integrity of CSF can be reduced during the contact inspections under abnormal operating conditions because the probe of equipment may apply specific loads to the CSF. Therefore, the structural integrity evaluations of equipment and CSF are performed using Finite Element (FE) analyses for four combinations based on two abnormal conditions and two probe positions. The used abnormal conditions are the pressing load condition and the scratching load condition, and two probe positions are the center and bottom of the fuel rod in the longitudinal direction, respectively. In this evaluation, the bottoms of the fuel rod or CSF are defined as the regions facing the bottom surface of equipment. The analysis of the pressing load condition is performed by pressing the probe of the equipment in radial direction of the CSF fuel rod. That of the scratching load condition is carried out by applying a specific radial load to the CSF fuel rod using the probe and then applying the load to the surface of the fuel rod while moving axially along the surface. All combinations are analyzed considering geometric, boundary and material non-linearity under the dynamic load, which is dependent on the equipment operating velocity. The stresses of CSF and equipment components were obtained from these analyses. The maximum stress of each component was generated at the combination on the scratching load condition for the bottom position among the four combinations. The obtained maximum stresses are lower than the yield stress for each component material. Also, the CSF is not overturned due to the support plate of the equipment in all analyses. Therefore, the structural integrity and safety of the equipment and the CSF are maintained under abnormal operating conditions during the inspection using the initial characteristic measurement equipment.

For safe management of spent nuclear fuels, they should be delivered to repository or waste disposal site. As the amount of spent nuclear fuel transportation is expected to increase in the future due to the provision of an intermediate storage facility, the necessity to secure transportation cask is emerging. In order to secure the spent nuclear fuel transportation cask, it is necessary to analyze the regulatory processes for domestic and foreign spent nuclear fuel transportation cask. In this study, the regulatory processes for domestic and foreign spent nuclear fuel transportation cask was analyzed. In this study, the IAEA, US, and Korea spent nuclear fuel transportation cask regulatory processes were analyzed. The domestic and foreign spent nuclear fuel transportation cask regulatory processes consist of design phase, manufacturing phase, and operation phase. In the design stage, the transport requirements are designed in accordance with the safety requirements of international organizations and countries. The application to be submitted when applying for approval should include a safety analysis report, evidence proving compliance with safety requirements et al. In the manufacturing stage, it is a stage to check whether the safety requirements are satisfied before the first use after manufacturing the transportation cask. Inspections include welding inspection, leakage inspection, shielding inspection, and thermal inspection. In the operation stage, it is a stage of periodically performing inspections for continuous maintenance of the package when the transportation cask is used. The inspection items to be performed are similar to the manufacturing stage and typically include performance inspection of components and leakage inspection. In this study, domestic and foreign spent nuclear fuel transportation cask regulatory processes were analyzed. It was found that the domestic and foreign spent nuclear fuel transportation cask regulatory processes consist of the design phase, the manufacturing phase, and the operation phase. The results of this study can be used as basic data for policy decision-making for the spent nuclear fuel cask.