In 2017, Kori unit 1 nuclear power plant was permanently shut down at the end of its life. Currently, Historical Site Assessment (HSA) for MARSSIM characteristics evaluation is being conducted according to the NUREG-1575 procedure, this is conducted through comprehensive details such as radiological characteristics preliminary investigation and on-site interview. Thus, the decommissioning of nuclear power plant must consider safety and economic feasibility of structures and sites. For this purpose, the establishment of optimal work plan is required which simulations in various fields. This study aims to establish procedure that can form a basis for a rational decommissioning plan using the virtual nuclear power plant model. The mapping procedure for 3D platform implementation consisted of three steps. First, scan the inside and outside of the nuclear power plant for decommissioning structure analysis, 3D modeling is performed based on the data. After that, a platform is designed to directly measure the radiation dose rate and mapped the derived to the program. Finally, mapping the radiation dose rate for each point in 3D using the radiation dose rate calculation factor according to the time change the measured value created on the 3D mapping platform. When the mapping is completed, it is possible to manage the exposure dose of workers according to the ALARA principle through the charge of radiation dose rate over time because of visualization of the color difference to the radiation dose rate at each point. For addition, the exposure dose evaluation considering the movement route and economic feasibility can be considered using developed program. As the interest in safety accidents for workers increases, the importance of minimum radiation dose and optimal work plan for workers is becoming increasingly important. Through this mapping procedure, it will be possible to contribute to the establishment of reasonable process for dismantling nuclear power plant in the future.

Appropriateness of the minimum detectable activity in the analysis of gamma radionuclides is very important. This is reason determine the time factor among the conditions of the analysis when it is rationally determined has the advantage that radioactivity analysis can be performed accurately and quickly. In this study, 100 mL of an unknown sample was diluted in Marinelli Beaker 1L to obtain, review data on gamma radiation analysis results and minimum detectable activity for each measurement time. The measurement was used High Purity Germanium detector, target nuclides are Co-57, Co-58, Y-88 and Cs-137. Since the radioactivity analysis sample will be expected to be the waste subject to selfdisposal or less during the radioactive waste classification, the minimum detectable activity standard was set based on the detection of less than the permissible activity for self-disposal for each nuclide. The measurement methods were measured by classifying it into seven categories: 1000 seconds, 3600 seconds, 10000 seconds, 30000 seconds, 80000 seconds, 100000 seconds, and 150000 seconds. The radioactivity from this measurement are Co-57 2.89 Bq·g−1, Co-58 0.19 Bq·g−1, Y-88 0.20 Bq·g−1, Cs-137 0.15 Bq·g−1, the measurement results under all conditions were similar. On the other hand, the minimum detectable activity showed values above the allowable activity for self-disposal in not but Co-58 at 1000 and 3600 seconds. Only after taking the measurement time of 10000 seconds, the result was derived Co-57 0.0095 Bq·g−1, Co-58 0.0068 Bq·g−1, Y-88 0.0052 Bq·g−1, Cs-137 0.0062 Bq·g−1, which was confirmed to less than the allowable activity for self-disposal by nuclide. Reasonably determining the measurement time in gamma radionuclide analysis is a very important issue in terms of economy of time and accuracy of measurement. Although this study cannot be said to be able to determine a reasonable measurement time for all gamma radionuclide analysis, it is hoped that research on various samples will be made to contribute to the efficient measurement of gamma radioactivity.

본 연구는 스마트건설 지원을 위한 드론 활용의 활성화를 위해 RTK 드론 기반의 항공측량 정밀도를 분석하고자 GPS만을 사용하는 방식, GCP를 설치하는 방식, RTK 드론을 이용한 방식의 정사영상의 위치정확도를 분석하였고 사업의 목적과 대상지의 형태에 따른 드론 활용의 기준을 제시하였다. 또한 상용 드론을 이용한 체적기반의 토공량 산출을 2.5D 환경에서 산출하여 기존 방법과 비교해서 드론영상을 효율적으로 활용할 수 있는 방법을 제시하였다. 본 연구로 대규모 건설현장의 작업효율 및 드론 활성화가 기대된다.

기존 건축물의 구조 안전성평가와 보수 보강 시에는 해당 건축물의 상태를 정확히 알기 위해 현장 또는 실험실에서의 실험을 수행하는 경우가 많고 최초설계 단계와 다르게 시공된 건축물의 실제 상태 등을 구조해석 모델에 반영하게 된다. 이 경우, 각종 실험값을 전통적인 통계학적 방법은 구조기술자가 지닌 경험과 지식은 구조모델링 및 해석에서 아무런 가치를 더할 수가 없다. 본 논문은 현장 및 실험실에서 얻은 단순한 실험값을 구조기술자의 축적된 경험과 지식을 변수로 활용하여 보다 유효하게 구조해석 모델에 필요한 데이터로 개선하는 방법으로서 통계학적인 베이스 경신법을 이용한 안전성평가 방법에 대해 살펴보았다. 구조기술자의 적절한 판단이 변수로서 포함되면 적은 개수의 샘플 수로도 비교적 정확한 값의 최종 예측값을 산정할 수 있어 전통적인 통계학적 접근에 비해 보다 실제값에 근접한 예측값을 구할 수 있는 것을 확인하였다.

요석은 고대 인류부터 지금 현재 인류까지 끊임없이 인간을 괴롭히고 있는 질병중의 하나이다. 하지만 딱히 예방법 이 없어 문제가 생기면 비뇨기과적 치료가 절대적으로 필요한 질병이다. 이런 요석의 가장 큰문제점은 상당한 통증 과 구토, 발열등을 유발 한다는 것이다. 통증은 요관을 통과 할 때나 요관이 요석으로 인한 심한 경련이 일어날 때 크게 일어난다. 이 통증은 마약성분이 강한 펜타닐 이나 페치딘 같은 강한 진통제에도 잘 잡히지 않는 경향이 있어 신속한 검사와 치료가 요구된 다. 본 논문에서는 ESWL(Extracorpereal Shock Wave Lithotripsy)을 이용한 요석 치료시 특히 분쇄율은 낮고 환자의 통증은 심한 Proximal ureteral stone 과 Mid ureteral stone에 대해 각각의 여러 조건을 적용하여 최적의 치료방법과 최고의 분쇄율에 대하여 실험 과 연구를 하여 보았다. 실험결과 Proximal과 Mid ureter에 위치한 stone은 호흡에 의한 충격파의 적중률이 낮아 분쇄율이 distal ureter보다 낮았으나 방전interval을 줄임으로써 분쇄율을 높일 수 있었고, 낮 은 방전 Power로 여러번 분쇄하는 것보다는 높은 방전 Power와 적절한 방전횟수로 분쇄를 하였을 때 ureter도 보호하 면서 분쇄율이 높다는 것을 알 수 있었다.