콘크리트 경화 시 발생하는 수분증발로 인한 건조수축은 콘크리트의 균열을 발생시킨다. 콘크리트에 발생하는 균열 은 콘크리트의 내구성을 저하하여 안정성과 사용성에 문제를 발생시킨다. 이러한 문제점을 보안하기 위해 콘크리트에 강섬유를 혼입하여 건조수축으로 인한 균열을 방지하는 강섬유 보강 콘크리트 (SFRC)에 관한 연구가 진행되고 있다. 강섬유는 콘크리트 의 균열단면에서 가교역할, 부착작용을 통해 건조수축으로 인한 균열발생을 억제하고 균열 폭을 감소시키는 효과가 있다. 본 논 문에서는 강섬유의 인장강도에 따른 강섬유 보강 콘크리트의 건조수축 제어성능을 평가하였다. 자유건조수축 실험과 구속건조 수축 실험을 진행하였으며 실험 결과를 콘크리트의 인장응력으로 변환하여 콘크리트 직접인장실험 결과와 비교하였다. 강섬유 의 자유건조수축 저감 효과는 미미하지만 강섬유의 인장강도가 증가할수록 구속건조수축으로 인한 균열제어에 효과적임을 확인 하였다. 또한 강섬유의 인장강도가 증가할수록 콘크리트의 인장응력이 증가함을 확인하였다.

In this present investigation, machinability studies on novel aluminum composite with hybrid reinforcements of copper-coated 4% carbon fibers (CFs) and 3% nanoclay in AA6026 matrix fabricated by compocasting method is performed. Step drill bit and multifaceted drill bit are used by adopting central composite design (CCD) in response surface methodology (RSM). The outcomes show that, with a rise in rotational speed surface irregularities, resultant force and material removal rate (MRR) intensifies, and with the additional rise in rotational speed, all the outputs decrease considerably. High MRR, resultant cutting force, and surface roughness are obtained with multifaceted carbide drills, compared with a step drill. Desirability function is used to maximize the MRR and minimize the resultant cutting forces considering the constant surface roughness of 3 μm. The optimal values are rotational speed of 1285 rpm, feed rate of 60 mm/min with the step drill bit, producing an MRR of 0.0439 kg/sec and a resultant cutting force of 185.818 N. The second-order empirical models are developed for outputs, which are fed into the non-traditional metaheuristic Evaporation Rate-based Water Cycle Algorithm (ER-WCA) therefore the lower objective value is achieved with step drill of 51.7421. It is found that using a step drill the machinability performance of this hybrid nanocomposite is well improved than the machining with other drill bits. This composite fulfills the norms of 2000/53/CE-ELV European environmental directives.

In a recent preliminary inspection for disposal, the glass fiber waste (GFW), used as a pipe insulation, was judged as “pending evaluation” because some dust was found in drum opening tests. Therefore, additional inspection is required to ensure that the package corresponds with the acceptance criteria of the particulates. The dust was generated presumably due to GFW being used in a high-temperature environment for a long time, thus being easily degraded and crushed. For this reason, safety issues that may occur in the process of handling, transportation, and disposal are emerging. Therefore, in this study, a preliminary safety assessment of GFW disposal was performed, the exposure dose to the general public was derived, and compared with the dose limit. The evaluation was carried out in the following order: (1) evaluation of GFW radiation source term, (2) selection of accident scenario, (3) calculation of exposure dose, (4) comparison of evaluation results with dose limits, and confirmation of satisfaction. The average radioactivity of the GFW to be disposed of was used as the source term, and the main nuclides were identified as H-3, Fe-55, Co-60, Ni-63, and Pu-241. In general, the types of accidents that can occur at disposal facilities can be classified into falls, fires, collisions during transportation, off-site accidents, and nuclear criticality, and the accident scenarios are selected by analyzing and reviewing the probability of each accident. In this study, the accident analysis and scenarios presented in the safety assessment of the KORAD were reviewed, and the fire in the treatment facility, the fire in the storage facility, and the collision of the transport vehicle were selected as the evaluation scenarios. When an accident occurs, the radioactive material inside the container leaks out and diffuses into the atmosphere. In this evaluation, the internal and external exposure of the general public due to radioactive plume at the site boundary was evaluated and the dose conversion factors from ICRP-72 and FGR 12 were used. Based on the evaluation, general public was exposed to 0.004 mSv, 0.013 mSv, and 0.045 mSv, respectively, due to a fire at a treatment facility, at a storage facility, and in a transport vehicle. Most of the dose is due to internal exposure by Pu-241 nuclide, because the proportion of it in the waste is high, and when inhaled, the internal dose is high by emitting beta rays. It was confirmed that the result of dose was 0.4%, 1.3% and 4.5% of the annual dose limit, sufficiently satisfying the dose limit and safety.

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.

알코올의 탈수를 위하여 에너지 다소비 공정인 증류 공정을 투과증발 막 공정으로 대체하려는 연구가 많이 진행 되어져 왔다. 대표적인 투과증발 막인 PDMS 분리막에 대한 시간의존적 분리 거동은 분리 메카니즘의 이해에 매우 중요하다. 따라서 본 연구에서는 50 wt% 에탄올-물 혼합용액에 대하여 50°C에서 막면적 1194 cm2인 PDMS/PSF 분리막 모듈의 시간의 존적인 투과증발 분리 거동을 고찰하였다. 총 유속과 에탄올/물 분리계수는 투과증발 시간이 증가함에 따라서 초기에 증가하 다가 다시 감소하였다. 초기 분리성능의 증가는 건조한 PDMS 분리막에 에탄올이 용해되는데 시간이 걸리기 때문이며, 후기 분리성능의 감소는 주입 탱크의 에탄올 농도가 시간에 따라서 감소하기 때문에 나타나는 현상이었다. 따라서 본 연구로부터 PDMS 분리막을 통한 에탄올의 투과는 용해-확산 메카니즘에 의해 발생된다는 것이 재확인되었다.

수처리 및 의약바이오 분야에서 유효물질 분리에 활용되고 있는 알루미나 중공사 분리막은 얇은 두께로 인해 취 급 및 적용시 쉽게 파괴되는 단점이 있기 때문에 분리막의 강도를 100 MPa 이상으로 향상시키기 위한 연구가 필요하다. 본 연구에서는 나노입자의 함량을 0, 1, 3, 5 wt%로 증가시켰을 때 제조된 중공사 분리막의 특성을 평가하였다. 그 결과, 나노입 자의 함량이 증가함에 따라 중공사 분리막의 강도는 79 MPa에서 115 MPa로 증가하였으며, 밀도는 1.76 g/m3에서 1.88 g/m3 으로 증가하였고 기공률과 평균기공크기는 각각 51%에서 48%로, 416 nm에서 352 nm로 감소한 것을 확인하였다. 스폰지구 조가 발달하고 스폰지구조의 기공크기가 향상된 알루미나 중공사 분리막은 100 MPa 이상으로 기계적 강도가 향상되었으며, 약 100000 GPU의 높은 질소 투과도 및 약 3000 L/m2h의 높은 물 투과도를 나타내었다. 따라서, γ-알루미나 나노입자를 소 결조제로 첨가하는 것은 α-알루미나 중공사 분리막의 기계적 강도를 효과적으로 증진시키고 높은 투과성능을 유지할 수 있 는 매우 유효한 방법임을 확인하였다.

본 연구에서는 폴리술폰 분리막을 이용한 바이오가스 정제 공정으로 고선택성 소재를 이용한 2단 공정의 높은 회 수율 및 경제성과 동등한 수준의 회수율을 확보하기 위해 저온 고압의 분리막 공정을 설계하고 평가하였다. 폴리술폰 고분자 를 4성분계 도프를 이용하여 비용매 유도 상전이법으로 중공사 분리막을 제조하였다. 기체 분리용 중공사 분리막은 1.6 m2의 유효 막면적을 갖는 샘플을 제조하여 상온 및 저온에서 기체 투과 특성을 평가하였다. 제조된 기체분리막 모듈의 온도에 따 른 기체 투과 특성을 분석하기 위하여 온도별 단일 기체 투과도를 평가한 결과 이산화탄소와 메탄 투과도는 20°C에서 각각 412, 12.7 GPU이며, -20°C에서는 각각 280, 3.6 GPU로써 이상 선택도는 32.4에서 77.8로 향상되었다. 단일 기체 투과 테스 트 후 혼합 기체에 대한 분리 테스트를 진행하였으며, 모듈 1단 구성 및 2단 구성(막 면적비 1:1, 1:2, 1:3)을 통하여 투과 거 동을 살펴보았다. 1단 구성에서는 stage-cut이 상승함에 따라 메탄의 농도가 상승하지만, 반대로 회수율은 떨어지는 결과를 나 타내었다. 2단 구성 테스트에서는 메탄 농도 97% 기준에서 막 면적비 1:1보다 1:3이 메탄의 회수율이 더 높게 측정되었으며, 공급 기체의 온도가 낮을수록 메탄의 회수율이 높아짐을 확인하였고, 최종적으로 폴리술폰 2단 공정에서 메탄 농도 97%, 회 수율 97%의 결과를 달성하였다.

다가구주택 필로티기둥은 전이구조 형식으로 되어 있어 지진하중에 대하여 전단파괴가 발생하기 쉽다. 이에 따라 내 진설계기준은 강화되고 있지만 이전에 지어진 건축물의 경우 내진보강이 필요한 실정이다. 하지만 기존 습식 공법의 경우 시간 적, 경제적 부담이 크기 때문에 내진보강이 잘 이루어지지 않는다. 따라서 모서리앵글과 CN복합섬유패널을 활용하여 DIY 시공 이 가능한 전단보강공법을 제안하고자 하며 본 실험에서 CN복합섬유패널의 전단성능을 평가하고자 한다. 볼트 연단거리 및 앵 글의 재질을 변수로 설정하여 실험한 결과, 볼트 연단거리가 가까울수록 각형띠판 래티스기둥의 전단내력이 증진되는 것을 확 인하였으며 슬리브 볼트는 고장력 볼트에 비하여 현저히 내력이 저하되어 CN복합섬유패널을 평가하기가 어려웠다. 또한, 알루 미늄앵글은 강재앵글에 비하여 내력은 낮지만 연성능력이 좋은 것으로 평가되었고, 강재앵글은 상대적으로 강성이 크기 때문에 CN복합섬유패널에 주는 영향이 미미한 것을 확인하였다. 이를 실용화하기 위해서 구체적으로 앵글의 크기와 볼트 연단거리를 변수로 설정하여 실험을 수행해야 할 것으로 판단된다.

필로티 공간은 일반적인 건축부재와 달리 부재가 외기와 접해 있고 실내에서 발생 가능한 화재와 가연물의 종류 및 배치 등이 달라 다양한 화재의 위험으로부터 노출되어 있다. 필로티 구조는 기둥으로만 이루어진 사방이 트인 구조로 인해 화 재가 발생할 경우 화재피해를 입은 기둥은 강도 및 강성이 저감되고 부재의 저항성이 저하되므로 단시간 안에 온도가 상승하여 구조체에 영향을 미친다. 이러한 문제점이 발생한다면 건축물 파손으로 인해 피난로를 차단당하여 많은 인명피해가 일어날 것 으로 사료된다. 본 연구에서는 다가구주택의 필로티 공간에서 화재 발생으로 인해 철근콘크리트 기둥에 미치는 화재영향을 확 인하고자, 기둥 국부화재실험을 통해 보강재에 따른 RC 기둥의 온도분포 및 파괴양상을 검토하였다.