Glass fiber, which was used as an insulation material in pipes near the steam generator system of nuclear power plants, is brittle and the size of crushed particles is small, so glass fiber radioactive waste (GFRW) can cause exposure of workers through skin and breathing during transport and handling accidents. In this study, Q-system which developed IAEA (International Atomic Energy Agency) for setting the limit of radioactivity in the package is used to confirm the risk of exposure due to an accident when transporting and handling GFRW. Also, the evaluated exposure dose was compared with the domestic legal effective dose limit to confirm safety. Q-system is an evaluation method that can derive doses according to exposure pathway (EP) and radioactivity. Exposure doses are calculated by dividing into five EP: QA, QB, QC, QD, and QE. Since the Q-system is used to set the limit of radioactivity that the dose limits is satisfied to nearby workers even in package handling accidents, the following conservative assumptions were applied to each EP. QA, QB are external EP of assuming complete loss of package shielding by accident and radiation are received for 30 minutes at 1 m, QC is an internal EP that considers the fraction of nuclides released into the air and breathing rate during accident, and QD is an external EP that skin contamination for 5 hours. Finally, QE is an internal and external EP by inert gases (He, Ne, Ar, Kr, Xe, Rn) among the released gaseous nuclides, but the QE pathway was excluded from the evaluation because the corresponding nuclide was not present in the GFRW products used for evaluation. In this study, the safety evaluation of GFRW was performed package shielding loss and radioactive material leakage due to single package accident according to assumption of four pathways, and the nuclide information used the average radioactivity for each nuclide of GFRW. As a result of the dose evaluation, QA was evaluated as 2.73×10−5 mSv, QB as 1.06×10−6 mSv, QC as 7.53×10−3 mSv, and QD as 2.10×10−6 mSv, respectively, and the total exposure dose was only 7.56×10−3 mSv, it was confirmed that when compared to the legal limits of the general public (1 mSv) and workers (20 mSv) 0.756% and 0.038%, respectively. In this study, it was confirmed that the legal limitations of the general public and workers were satisfied evens in the event of an accident as a result of evaluating the exposure dose of nearby targets for package shielding loss and radioactive material leakage while transporting GFRW. In the future, the types of accidents will be subdivided into falling, fire, and transportation, and detailed evaluation will be conducted by applying the resulting accident assumptions to the EP.

For the peaceful use of nuclear energy, the international community has devoted itself to fulfilling its obligations under the Safeguards Agreement with IAEA. In this regard, uranium in a radioactive waste drum should be analyzed and reported in terms of mass and 235U enrichment. In order to characterize radioactive wastes, gamma spectroscopy techniques can be effectively applied. In the case of high-resolution gamma spectroscopy, because an HPGe detector can provide excellent energy resolution, it can be applied to analyze a mixture having a complicated isotopic composition. However, other substances such as wood, concrete, and ash are mixed in radioactive waste with various form factors; hence, the efficiency calibration is difficult. On the other hand, In Situ Object Counting System (ISOCS) has a capability of efficiency calibration without standard materials, making it possible to analyze complex radioactive wastes. In this study, the analysis procedure with the ISOCS was optimized for quantification of radioactive waste. To this end, a standard radioactive waste drum at KEPCO NF and low-level radioactive waste drums at Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) were measured. The performance of the ISOCS was then evaluated by Monte Carlo simulations, Multi-Group Analysis for Uranium (MGAU) code, and destructive analysis. As a result, the ISOCS showed good performance in the quantification of uranium for a drum with the homogenized simple geometry and long measurement time. It is confirmed that the ISOCS gamma spectroscopy technique could be used for control and accountancy of nuclear materials contained in a radioactive waste drum.

2018년 1월부터 시행된 ‘시설물의 안전 및 유지관리에 관한 특별법’에서는 전부개정을 통하여 ‘성능평가’와 ‘제3종 시설물’ 을 도입함에 따라, 관련 분야와 업계에 일대 혼란을 주고 있는 상황이다. 국토교통부와 한국시설안전공단에서는 ‘성능평가 교육’, ‘시설물의 안전 및 유지관리 지원센터 운영’, ‘제3종 시설물 지정을 위한 실태조사 매뉴얼 마련 및 설명회 개최’ 등을 통하여 시설물안전법 전부개정에 따른 문제점들을 해결하고 있으며, ‘노후교량장수명화연구단’ 실증실험을 통하여 성능평가 검증과 중소노후교량에 적합한 성능평가체계를 마련함으로써 시설물 안전강화와 효율적 유지관리를 도모하고자 한다.

최근 건축물 진단기법 관련하여 관심이 높아지고, 건축물 안전진단 수요가 증가하고 있다. 국토교통부(2018)의 통계에 의하면 30년 이상 된 노후화된 건축물은 전국에 약 267만 동으로, 신속하고 정확한 안전진단을 할 수 있는 시스템 구축이 요구되는 실정이다. 본 연구는 비파괴 검사법인 초음파속도법, 반발경도법 및 충격법을 이용하여 철근콘크리트 구조물의 성능평가를 위하여 정립된 기법을 시스템화하여 구현하는 것 목표이다.

설비배관은 온도에 의한 신축 및 팽창을 고려한 설계를 하거나, 배관의 자중만을 고려하여 설계되고 제작된다. 그러나 설비배관 행거시스템에 지진 또는 지속적인 외부 진동이 발생하면 그 충격을 감소 및 흡수하지 못하고 2차적인 피해로 이어질 수 있다. 이에 따라 본 연구에서는 내진성능을 고려한 설비배관 행거시스템을 개발하고, 진동대 실험을 통해 지진거동특성을 평가하고자한다.

본 연구에서는 비내진상세를 가지는 중⦁저층 R/C 건물의 1층 골조를 제작하여 무보강 실험체에 대한 구조실험을 실시하였다. 실험결과 실험체는 부재각 1.33%에서 전단파괴를 나타내어, 비내진상세를 가지는 R/C 건물의 내진성능에 관한 중요한 자료를 획득하였다. 본 연구에서는 간주형 좌굴방지 강재 슬릿댐퍼 시스템을 개발하였으며 내진보강효과를 검증하기 위하여 구조실험에 선행하여 상기 국내 비내진상세 RC 골조 실험결과를 기반으로 비선형해석을 실시하였다.

원전 격납건물은 프리스트레스 콘크리트 구조로 사고발생시 내부의 방사능물질이 외부로 유출되지 않도록 강재 철판을 내 측 콘크리트 면에 설치하여 압력경계를 유지하고 있다. 강재 철판은 건설시에는 콘크리트 거푸집이고 가동중에는 차폐역할 을 하게 된다. 최근 가동원전 격납건물 라이너플레이트에 일부 부식이 발생된 사례가 있는데 공칭두께 대비 10% 이상의 두께 감육부는 공학적 평가를 통해 계속사용 또는 교체를 한다. 본 논문에서는 공학적 평가를 위한 구조해석 모델 개발 시간 단축을 위해 라이너플레이트의 설계조건과 형상을 고려한 자동화시스템을 개발하였다.

The paper proposes a knowledge innovation performance model by the dynamic data envelopment analysis with slacks-based measure approach for evaluating the effectiveness of 30 regional knowledge innovation activities in China from 2010 to 2016. In recent years, China has paid more attention to knowledge innovation activities, as central and local governments have pushed on with their innovation projects by lots of investment whatever the difficulties may be. Decision-maker is usually interested in judge its knowledge innovation performance relative to target benchmark by exploring whether one provincial administration region performs better among others and/or if the growth of economy will be benefited greatly by the knowledge innovation activities. To acquire the managerial insight about this issue from a comprehensively designed performance evaluation model, knowledge innovation activity is conceptualized as an intertemporal production process. Invention patent and regional gross product are imposed on desirable outputs, highlighting the need for knowledge economy. The empirical result shows that knowledge innovation has a positive effect on economic development. At the same time, decision-maker should be interest in the economic effect of patents’ type and quality. The government should then encourage new technical applications with greater commercial value from a market-oriented perspective, in order to benefit the most from the innovation process in the short-run.

국가 주요 시설물의 안전점검 업무가 일원화됨에 따라 업무 효율성과 전문성 강화 등의 효과가 기대되고 있다. 세계적으로 시설물의 물리적⋅기능적 결함을 초기에 발견하는 외관조사의 중요성이 강조되고 있다. 이에 본 연구에서는 기존 외관조사 방법의 문제와 한계를 극복하기 위해 시설물 안전점검을 위한 E-PAD기반 상태평가 시스템을 개발하였다. 본 시스템은 시설개요, 작업목록, 외관조사, 결함표로 구성되어 있으며, 현장에서 외관조사망도를 다운받아 조사된 손상 및 정보를 입력하고, 평가 등급을 확인할 수 있다. 본 시스템의 검증을 위해 교량 10개소에 대한 외관조사 데이터를 입력하여 기존 안전등급을 비교하였다. 그 결과 시스템에서 산출된 안전등급과 기존 안전등급이 동일한 것으로 확인되었다. 또한 AHP기법을 통해 타당성 분석 결과 기존 방법 대비 기능 10%증가, 비용 36%감소, 가치 30%증가한 것으로 분석되었다. 따라서, 시설물 관리 수준 향상을 위해 체계적인 데이터 구축 및 정보 분석을 위한 시스템으로 기여할 것으로 기대된다.