2021년 우리나라 성범죄 발생은 6,321건, 범죄률 13.5%로 교정시설에서는 성범죄 예방을 위해 다양한 프로그램을 운영하고 있지만, 여전히 성범죄의 재범률은 증가하 고 있다. 그래서 본 연구에서는 변증법적 행동 치료이론을 기반으로 성범죄자의 재범 예방 프로그램을 개발하고자 한다. 프로그램의 개발은 선행연구와 요구조사를 바탕으 로 하였다. 프로그램은 변증법적 행동치료(DBT)의 4가지 핵심기술인 마음 챙김, 정서 조절훈련, 고통 감내, 대인 관계 증진 기술로 구성하였다. 연구설계는 비동등성 대조 군 사전-사후 설계(Nonequivalent control group pretest-posttest design)로 혼 합연구 방법(Mixed Methods Design)으로 프로그램의 효과를 검증하였다. 연구대상 자는 G*Power 3.1 program의 표본 크기에 맞게 G시 교정시설에 수감 된 남성 성범 죄자 중에서 총 28명 선정하고, 무작위 할당 표집으로 실험집단 14명과 대조집단 14 명으로 배정하였다. 하지만 이감과 중도 연구 참여 거부로 인한 탈락자를 뺀 실험집단 13명과 대조 집단 12명의 자료를 최종분석하였다. 양적 분석은 SPSS 27.0 프로그램 독립표본 검증(Independent t-test)으로 동질성을 확보를 확인하고, 집단 간 변화를 이원 혼합설계 반복측정 변량분석(Repeated measures ANOVA)으로 살펴보았다. 질적 자료는 Braun과 Clark(2006)가 제시한 주제 분석방법으로 분석하였다. 연구 결 과는 다음과 같다. 첫째, 변증법적 행동치료 프로그램에 참여한 실험집단이 대조집단 보다 대인 간의 공감 반응과 성인 애착에서 통계적으로 유의미하였으며, 변화의 효과 는 추후검사에서도 통계적으로 유의미하게 유지되었다. 둘째, 프로그램 참여 경험을 분석한 결과 36개의 하위 주제, 몇10개의 상위 주제가 나타났다. 이를 분석영역인 충 동성, 공격성, 자기통제력에 재배열하였다. 충동성에서는 이성에의 의지 폭력 행동의 자발적 제어, 예측 능력의 강화, 분노의 원인 탐색 주제가 돌출되었다. 공격성에서는 파괴 본능을 건강한 에너지로 전환, 타인에 대한 적대적 감정 없애기, 낮은 자리에 서 기라는 주제가 출연했다. 자기통제력에서는 유혹을 이길 수 있는 힘의 배양, 현재의 만족보다는 미래의 성공, 규범적인 행동 목표설정이 나타났다. 연구자들은 연구 결과에 근거하여 논의하였고, 교정기관 내에서 성범죄자들의 사회 재적응을 지지할 수 있는 실천적 접근을 제안함으로써 재범을 예방하고자 하였다. 본 연구는 기존의 교정시설 에서 시도하지 않은 변증법적 행동 치료이론을 접목한 프로그램의 개발하였기에 성범 죄자 프로그램에 새로운 패러다임을 시도하였다는 점에서 선행연구들과 차이가 있다.

본 연구의 목적은 감정코칭 놀이프로그램을 개발하고 이를 만 5세 유아에게 적용하여 그 효과를 검증하는 것이다. 감정코칭 놀이프로그램을 개발하기 위해 감정코칭 및 놀이프로그램 관련 문헌을 고찰하였고, 이를 토대로 프로그램의 시 안을 구성하여 현장의 유아들에게 적용하였다. 경기도 소재 어린이집의 만 5세 유아 40명(실험집단 20명, 통제집단 20명)을 대상으로 실험집단 유아들에게 12 주에 걸쳐 총 12개의 감정코칭 놀이프로그램을 실시하여 그 효과를 살펴보았다. 연구결과, 첫째, 유아 감정코칭 놀이프로그램은 유아들의 전반적인 사회적 기술 및 사회적 협력성, 상호작용, 독립성의 모든 하위요인에서 긍정적인 효과가 있 는 것으로 나타났다. 이는 유아들이 놀이 중심 감정코칭 활동을 하면서 또래와 활발히 상호작용하고 의사소통함으로써 사회적 기술이 증진되었음을 보여준다. 둘째, 유아 감정코칭 놀이프로그램은 유아들의 전반적인 자아존중감 및 사회적, 가족 수용, 정서적 자아존중감의 3개 하위요인에서 긍정적인 효과가 있는 것으 로 나타났다. 이는 유아들이 감점코칭 놀이프로그램을 통해 또래와의 사회적 관 계 속에서 긍정적 감정을 느끼고, 부모의 사랑과 관심을 통해 가족 수용감이 증 진되었으며, 정서적으로 자신에 대한 존중감이 향상되었음을 의미한다. 이러한 결과는 감정코칭 놀이프로그램이 유아의 사회적 기술과 자아존중감 증진에 매 우 효과적임을 보여준다.

Gamma spectrometry is one of the main analysis methods used to obtain information about unknown radioactive materials. In gamma-ray energy spectrometry, even for the same gamma-ray spectrum, the analysis results may be slightly different depending on the skill of the analyst. Therefore, it is important to increase the proficiency of the analyst in order to derive accurate analysis results. This paper describes the development of the virtual spectrum simulator program for gamma spectrometry training. This simulator program consists of an instructor module and trainee module program based on an integrated server, in which the instructor transmits a virtual spectrum of arbitrarily specified measurement conditions to the students, allowing each student to submit analysis results. It can reproduce a virtual gamma-ray energy spectrum based on virtual reality and augmented reality technique and includes analysis function for the spectrum, allowing users to experience realistic measurement and analysis online. The virtual gamma-ray energy spectrum DB program manages a database including theoretical data obtained by Monte Carlo simulation and actual measured data, which are the basis for creating a virtual spectrum. The currently developed database contains data on HPGe laboratory measurement as well as in-situ measurements (ground surface, decommissioned facility wall, radiowaste drum) of portable HPGe detectors, LaBr3(Ce) detector and NaI detector. The analysis function can be applied not only to the virtual spectrum, but also to the input measured spectrum. The parameters of the peak analysis algorithm are customizable so that even low-resolution spectra can be properly analyzed. The validity of the database and analysis algorithm was verified by comparing with the results derived by the existing analysis programs. In the future, the application of various in-situ gamma spectrometers will be implemented to improve the profiling of the depth distribution of deposited nuclides through dose rate assessment, and the applicability of the completed simulator in actual in-situ gamma spectrometry will be verified.

Investigations and monitoring of environmental radiation are important for preventing expected accidents or for early detection of unexpected accidents, in nuclear facilities and the surrounding. In the event of an environmental radiation accident, it should be possible to identify and analyze the radiation-contaminated area. Therefore, a rapid radiation monitoring system is required for immediate response and necessary measures. In this study, the distribution of radiation mapping is performed on a contaminated area using 2-dimensional or 3-dimensional contour mapping techniques. The entire surrounding area can be understood at a glance by displaying the radiation contour line on the map of the measured area.

3D modeling is a technology for representing real objects in a virtual 3D space or modeling and reproducing the physical environment. 2D drawings for viewing the existing building structure have limitations that make it difficult to understand the structure. By implementing this 3D modeling, specific visualization became possible. 3D technology is being applied in a wide range of preevaluation work required for nuclear decommissioning. In Slovakia, 3D modeling was applied to determine the optimal cutting strategy for the primary circuit before dismantling the VVER type Bohunice V1. In Japan, the Decommissioning Engineering Support System (DEXUS) program has been developed that incorporates VRDose, a decommissioning engineering support system based on 3D CAD models. Through this, the cutting length of the work object and the quantity of containers for packaging waste are calculated, exposure dose calculations in various dismantling scenarios, and cost estimation are performed. Korea also used 3D technology to evaluate the decommissioning waste volume for Kori Unit 1 and to evaluate the optimal scenario of the decommissioning process procedure for the research reactor Unit 1. 3D technology is currently being used in various pre-decommissioning evaluations for VVER, PWR, and research reactors. Overseas, a program that matches various decommissioning pre-evaluation tasks with cost estimation has also been developed. However, most 3D technologies are mainly used as a support system for dose evaluation and amount of decommissioning waste calculation. In this study, 3D modeling was performed on the PHWR structure, and physical and radiological information about the structure was provided. The information on the structure can present the unit cost for the work object by confirming the standard of the applied unit cost factor (UCF). The UCF presents the unit cost for repeated decommissioning operations. The decommissioning cost of the work object can be obtained by multiplying the UCF by the number of repetitions of the work. If the results of this study are combined with the process evaluation and waste quantity estimation performed in previous studies, it is judged that it will be helpful in developing an integrated NPP decommissioning program that requires preliminary evaluation of various tasks. In addition, it is judged that a clear cost estimation of the object to be evaluated will be possible by matching the 3D work object with the UCF.

In general, dose assessment must be performed to obtain approval for clearance of radioactive waste. If the annual dose criteria through dose evaluation satisfies the clearance condition, radioactive waste can be disposed of. Various programs are used to perform dose assessment. NRCDOSE GASPAR is used as a program to assess the amount of radiation exposed to atmospheric emissions. Program is easy to use and results can be checked immediately after execution. GASPAR requires main input factors by exposure route such as site specifics, source term, special location, block data. Basically, program has default input values but user can easily modify it. The most important factor is that when entering a nuclide, the effect on progeny radionuclides is not automatically calculated. User should consider the dose contribution from progeny radionuclides. In this study, dose assessment was performed for combustible waste incineration using NRCDOSE GASPAR. And it was confirmed that exposure dose of individuals and groups criteria for clearance regulation.