국내에는 지형적인 조건 또는 그 외의 여러 제약에 따라 줄눈 콘크리트 포장(JCP)을 시공하는 경우가 많았다. JCP는 시공 이후 양생 제로 도포함에도 불구하고 시간이 지남에 따라 부등건조수축이 나타나, 운전자의 승차감과 안정성을 악화시킨다. 이를 해결하기 위해 포장설계 지침을 지속적으로 개정하고 있지만, 부등건조수축으로 인한 민원이 계속 발생하고 있는 실정이다. 본 연구에서는 JCP의 부등건조수축량에 영향을 줄 수 있는 변수를 설정하여 변수에 따른 거동 차이를 보고자 하였다. 3D 유한요소해 석 프로그램 ABAQUS를 이용하여 유한요소법을 통한 해석을 진행하였고, 모델링은 2차로 6 슬래브를 모형화하였다. JCP의 부등건조 수축량에 영향을 주는 슬래브 깊이별 온도변화가 포장설계에 따라 어떻게 변화하는지 고려하기 위하여, 그에 대한 변수로 하부층 종 류의 영향, 슬래브 두께의 영향, 주행차로 다웰바 추가 설치 유무의 영향, 줄눈 간격의 영향을 설정하였다. 기본적인 모델의 유한요소해석 부등건조수축량 결과와 위에서 설정한 변수를 적용하여 만든 모델에 대한 유한요소해석 부등건조수축 량 결과를 각각 도출하였고, 기본 모델 결과와 변수를 적용한 모델 결과를 비교하여 각각의 인자가 어느 정도의 영향을 미치는지 확 인해 보았다. 영향이 큰 인자들을 선별하여 복합적인 변수에 대한 영향을 보고자 하였고, 복합 변수를 적용한 모델의 유한요소해석 부등건조수축 량 결과와 기본 모델의 유항요소해석 부등건조수축량 결과를 비교하여 그 차이가 어느 정도인지 확인하였다. 이에 따라 앞으로 JCP구 간 부등건조수축에 대한 해결을 위해 중점을 두어야 할 인자를 파악할 수 있었으며, 결과를 현장에 적절하게 적용한다면 도로 주행성 과 안전성을 개선할 수 있을 것으로 판단된다. 유한요소해석 결과에 대한 신뢰도를 부여하기 위해 현장 데이터와도 비교 분석하였고, 계절에 따라 약간의 차이는 있었으나, 평균값 과는 유사하여 본 연구의 구조해석 모형이 다양한 조건에 따른 연직변위 발생함에 있어 비교하는데 유용하다고 판단하였다.

In the seismic evaluation of underground utility tunnels, selecting an analytical method is critical to estimating reasonable seismic responses. In simplified pseudo-static analysis methods widely applied to typical seismic design and evaluation of underground tunnels in practice, it is essential to check whether the methods provide valid results for cut-and-cover tunnels buried in shallow to medium depth. The differences between the two simplified pseudo-static methods are discussed in this study, and the analysis results are compared to those obtained from FLAC models. In addition to the analysis methods, seismic site classification, overburden soil depth, and sectional configuration are considered variables to examine their effects on the seismic response of underground utility tunnels. Based on the analysis results, the characteristics derived from the concepts and details of each simplified model are discussed. Also, general observations are made for the application of simplified analysis methods.

목적: 본 연구는 4가지 다른 프리즘 종류와 크기에 따른 측정 시 발생하는 오차를 수치화하고, 특히 낱개 프리즘을 사용할 때 발생하는 기울임에 의한 오차를 비교하고자 한다. 방법 : 각 4가지 유형의 프리즘 렌즈 수평 프리즘 바(H), 수직 프리즘 바(V), 낱개 프리즘(I), 프레넬 프리즘(F) 에 대해 4개씩 제품을 준비하여 실험을 진행했다. 1 m 거리에서 총 4번 같은 방향으로 측정했으며, H, V, I는 7가 지 프리즘(Δ), 프레넬 프리즘은 3가지 프리즘 크기를 측정하여 발생하는 오차를 비교하였다. 또한 낱개 프리즘의 경우 방향 오차로 인한 오차를 비교하기 위해 1, 3 및 5도를 측정하였고, 수평 방향으로 8가지 프리즘, 수직 방향 으로 6가지 프리즘 크기에 따른 오차를 비교했다. 결과 : 수평 방향에서 프리즘 렌즈를 측정한 결과, H와 I가 가장 오차가 적었으며 두 렌즈 간 차이는 크지 않았 다. F는 12 Δ에서 유의한 오차가 나타났으며(p<0.010), 20 Δ에서 V의 오차가 높아져 F와의 차이가 없었다. 수직 방향에서는 프리즘 크기가 작을수록 H와 V 사이에 차이가 없었으나, 16 및 20 Δ부터 H와 V에서 유의한 오차가 나타났다(p<0.010). I를 수평 및 수직 방향으로 3가지 각도로 기울였을 때, 2 Δ에서는 수평 및 수직 방향 모두에서 차이가 없었다. 그러나 4~20 Δ까지 프리즘 크기가 커질수록 수평 및 수직 방향 모두에서 기울기가 증가함에 따라 유의한 차이가 나타났다(p<0.010). 결론 : 본 연구의 결과에 따르면, 프레넬 프리즘에서 가장 많은 오차가 발생한 반면, 낱개 프리즘에서 가장 적은 오차가 나타났다. 프리즘 바는 수평 및 수직 방향으로 나누어져 있어 사용 목적에 맞게 정확히 사용해야 한다. 프 리즘 크기가 커질수록 측정 각도를 주의해야 하며, 임상에서는 오차가 적은 낱개 프리즘을 사용하는 것을 권장 한다.

최근 우리나라에서 벌채와 산사태의 연관성에 대한 논란이나 숲가꾸기의 효과에 대한 의문이 제기되면서 산림관리에 대한 중요성이 더욱 강조되고 있다. 그러나 국내에서 이를 뒷받침하기 위한 정량적 평가자료는 부족한 실정이다. 이러한 배경을 바탕으로 이 연구는 수목 뿌리의 토양보강 효과에 대한 정량적 평가를 위한 연구주제와 방향성을 제언하고자 계량서지학적 분석을 이용하여 최근 30년(1990-2019)간의 국제·국내 관련 논문의 연구동 향을 비교·분석하였다. 그 결과, 국제 연구논문의 게재 편수는 증가 추세를 보였으며, 학문 분야와 연구영역이 다양화되어 있음이 확인되었다. 연구영역의 경우 수목 뿌리의 토양보강 메커니즘 규명(제1연구영역), 임분 조건에 따른 토양보강 효과 추정(제2연구영역), 수목 뿌리의 토양보강 효과를 고려한 사면안정성 평가(제3연구영역) 및 계안안정성 평가(제4연구영역)로 구분되었다. 이처럼 국외에서는 산사태 방지에 있어 산림생태계의 구조와 기능이 중요한 요소로 인식되었던 것으로 판단되었다. 반면, 국내 학술지는 제1연구영역과 제3연구영역만이 출현하여 상대적으로 기초적인 수준으로 확인되었다. 따라서 기후변화로 다변화되는 산림생태계의 산사태 방지 효과에 대한 정량적 평가를 위해서는 향후 다양한 수종뿐만 아니라 생육조건, 교란 이후 토양보강 효과의 변화를 규명하기 위한 제2연구영역과 관련된 연구가 활발히 수행되어야 할 필요가 있을 것으로 판단되었다.

본 연구는 남북한 공영방송국의 날씨방송 영상을 비교·분석하기 위한 연구이다. 이를 위하여 먼저 날씨방송을 이론적으로 고찰하고, 지난 1년 간 우리나라 공영방송인 KBS 뉴스의 날씨방송과 북한 공영방송인 조선중앙TV 뉴스의 날씨방송을 연구 대상으로 삼아, 영상구성과 의미연결망분석을 실시하 였다. 결과는 다음과 같았다. 첫째, 우리나라 날씨방송은 북한 날씨방송에 비 하여 약 3배 정도 짧게 구성되었다. 둘째, 우리나라 날씨방송은 ‘기온’, ‘서울’ 등이 의미연결망의 중심부에 있었고, 북한 날씨방송은 ‘지역’, ‘기온’이 의미 연결망 중심부에 있었다. 셋째, 우리나라 날씨방송이 전달하는 날씨 건강주의 정보는 ‘대기질’이었고, 북한은 ‘지자기’로 분석되었다. 이를 통하여 우리나라 날씨방송은 그 길이가 짧고 주요도시를 중심으로 한 빠른 전개가 특징이었던 반면, 북한 날씨방송은 그 길이가 길고 지역을 중심으로 한 느린 전개가 특징 이었다. 또한 건강주의 정보로 우리나라는 미세먼지 등 대기질 정보를 건강주 의 정보로 전달하는 반면, 북한은 협심증, 고혈압 등 순환기질병 지자기 정보 를 건강주의 정보로 전달하고 있었다. 끝으로 본 연구는 기후변화 및 기후위 기의 시대에 들어, 한반도를 공유하고 있는 남북한 공영방송국의 날씨방송이, 향후 어떤 지점을 어떻게 교류·개선할 수 있는지 추가적인 논의체계가 필요할 수 있다는 점을 밝히며 본 연구를 마쳤다.

Currently, Japan is undertaking a nationwide project to measure and map radioactive contamination around Fukushima, as part of the efforts to restore normalcy following the nuclear accident. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) manages the Fukushima Environmental Safety Center, located approximately 20 km north of the Fukushima Daiichi nuclear power plant in Minamisōma City, Fukushima Prefecture. In collaboration with the JAEA, this study involved conducting comparison experiments and analyses with radiation detectors in high radiation environments, a challenging task in Korean environments. Environmental radiation surveys were conducted using three types of detectors: CZT, NaI(Tl), and LaBr3(Ce), across two contaminated areas. Dose rate values were converted using dose rate conversion factors for each detector type, and dose rate maps were subsequently created and compared. The detectors yielded similar results, demonstrating their feasibility and reliability in high radiation environments. The findings of this study are expected to be a crucial reference for enhancing the verification and supplementation of procedures and methods in future radiation measurements and mobile surveys in high-radiation environments, using these three types of radiation instruments.

최근 전 세계적으로 전례 없는 홍수와 극심한 폭염이 발생하면서 급속한 기후 변화의 심각성에 대한 세계적 인식이 높아졌다. 태양광 발전시설의 사회적 수용성과 안전성을 적극 홍보하는 한편, 국가 차원에서 정책 결정과 사업 운영을 최적화하기 위해 노력하고 있다. 본 연구는 영남·호남권 12개 주요 시·도의 태양광 발전설비 효율을 지역 에너지자원 지원 시스템과 기상자료를 활용한 DEA(Data Envelopment Analysis)를 활용하여 분석하였다. 첫째, 지역 내 지리적 범위의 차이는 발전효율의 성능적 평가의 차이점이 발생하는 것을 알 수 있었다. 둘째, 경제적 측면과 환경적 측면을 모두 고려한 태양광 발전시설에 대한 최적의 공간정보시스템의 중요성을 강조한다. 국내 신재생에너지 발전시설의 입지적 조건 개선으로 거시적 측면의 운영을 질적으로 보완하여 에너지 정책적 지원 필요성을 시사하며, 에너지 투자사업의 경제성 및 타당성을 제시하고자 한다.

A comparison and validation between the analysis and vibration test data of a nuclear fuel assembly were conducted. During the comparison and validation process, various parameters that govern the vibration behavior of the fuel assembly were determined, including nuclear fuel rod’s stiffness, spring constants of the dimple and spring of support structures, and damping coefficients. The calibration of the vibration analysis model aimed to find analysis parameters that can accurately simulate the vibration behavior of the test data. For calibration, power spectral density (PSD) diagrams were generated for both the measured signals from the test and the calculated signals from the analysis. The correlation coefficient between these two PSD plots was calculated. To find the analysis parameters, each parameter was defined as a variable with an appropriate range. Latin hypercube sampling was used to generate multiple sample points in the variable space. Analysis was performed for the generated sample points, and PSD plot correlation coefficients were calculated. Using the generated sample points and their corresponding results, a Gaussian Process Regression model was implemented for PSD plot correlation coefficients and the maximum PSD value. Based on the constructed surrogate model, the optimal analysis parameters were easily found without additional computations. Through this method, it was confirmed that the analysis model using the optimal parametes appropriately simulates the vibration behavior of the test.

Spent nuclear fuels should be safely stored until being disposed and dry storage system is predominantly used to retain the fuels. Thermal analysis to estimate temperatures of spent nuclear fuel and the storage system should be performed to evaluate whether the temperatures exceed safety limit. Recently, thermal hydraulic analysis with CFD codes is widely used to investigate the temperature of spent nuclear fuel in dry storage. COBRA-SFS is a legacy code based on subchannel analysis code, and its fidelity is verified for evaluating the thermal analysis for licensing a dry cask system. Herein, thermal analysis result based on CFD and COBRA-SFS codes is compared and the Dry Cask Simulator (DCS) is assessed as a benchmark experiment in this study. Extended Storage Collaborating Program (ESCP) led by the Electric Power Research Institute (EPRI) is organized to address the degradation effects of spent nuclear fuel during long-term dry storage, and DCS is the first phase of the program. The dry storage system, containing a single BWR assembly in a canister, was designed to produce validation-quality data for thermal analysis model. ANSYS FLUENT was used to simulate DCS. Simulations were conducted in various decay heat and helium pressure inside the canister. In realistic conditions of decay heat and helium pressure of actual dry cask system, CFD and COBRA-SFS analysis results gave good agreement with experimental measurement. Peak temperatures of channel can, basket, canister and shell predicted by CFD simulation also showed good prediction and the discrepancies were less than 7 K while measurements uncertainty was 7 K. In high decay heat and high pressure condition, however, CFD and COBRA-SFS underestimated peak cladding temperature than experimental results.

This study aimed to suggest a suitable collar pattern by visually evaluating the appearance of the amount of collar drape by the starting position of the lapel line of a double-breasted tailored jacket using a 3d virtual fitting program. It created an avatar based on the mean size of women in their 20s (the 8th Size Korea) using clo network (double fastening: 10cm, collar width: 4.5cm, collar stand: 3cm, and lapel width: 8.5cm). The starting of the lapel twist line was waistline level, the 1/2 level of bustline and waistline, or bustline level, and collar laying amount was 4.5, 5.5, 6.5, or 7.5cm. It was evaluated by garment construction experts using 5, 6, and 4 items on the front, sides, and back, respectively. Descriptive statistics, F-test, Duncantest, and reliability analysis were conducted using SPSS 22. When collar laying amount was 6.5cm, it was best rated regardless of the starting point. Under waist line, when collar laying amount was 6.5cm, it was best rated regardless of the starting point. When collar laying amount was large, the collar’s outline length increased, resulting in unnecessary wrinkles from the neckline to the lapel, affecting the overall collar appearance. When collar laying amount was the smallest, the collar was lifted and the width was narrowed, exposing the seam connecting the collar and neckline. The length of the collar’s outline varied depending on collar laying amount, which was important to make the outline sit comfortably on the body.

이 연구는 21세기에 들어 핵전력 강화에 전념하는 북한의 핵전략을 내 부적 법과 제도의 정비 사례를 통해 분석한다. 북한은 2012년 헌법 서문 을 개정하여 ‘핵보유국’임을 천명하였고, 2013년 “자위적 핵보유국의 지 위를 더욱 공고히 할 데 대하여(소위 핵보유국법)”와 2022년 “조선민주 주의인민공화국 핵무력정책에 대하여(소위 핵무력정책법)을 통해 핵전략 을 세부적으로 발전시키고 있다. 2013년 대비 2022년의 법률은 상당부 분 공세적, 권한위임형 핵전략을 보인다는 특징이 있다. 본 논문은 두 법 률의 내용 변화를 리케의 전략 3요소(목표, 방법, 수단)를 바탕으로 분석 하고, 비슷한 핵전략의 변화를 보였던 파키스탄의 사례와 비교하여 함의 를 도출한다. 결론적으로는 바틀렛의 모델을 바탕으로 북한 핵전략의 전 략적 균형 달성 여부를 고찰해본다.

Radionuclide analysis methods must be secured in the event of emergencies such as the discovery of unknown nuclear material or nuclear accidents in neighboring countries or Korea. Most institutions in Korea are in their early stages of radionuclide analysis method development and do not even have Radiation Controlled Areas where they can handle the samples safely. Some institutions such as the Korea Atomic Energy Research Institute have the ability to perform radionuclide analysis for nuclear facilities or verification of nuclear activities. In Korea, it is necessary to secure nuclide analysis technology to enable independent verification in times of emergency or need. This paper analyzes uranium as the target nuclide using alpha spectrometer and TIMS. Alpha spectrometer detects alpha particles emitted from uranium samples and measures the concentration of uranium isotopes. This method has a high selectivity that distinguishes it from other elements, and accurate measurements can be made even when uranium samples are mixed with other elements. In addition, there is minimal interference from other radioactive isotopes in the sample, and the sample preparation is simple, resulting in relatively short analysis times. In contrast, TIMS detects ionized uranium ions by heating the uranium sample. This method may have potential interference from other elements and may take relatively longer analysis times. However, TIMS has high sensitivity and accuracy and can detect various elements other than uranium, making it suitable for various analyses. Therefore, when analyzing uranium, it is recommended to select and use the appropriate device according to the purpose, as both alpha spectrometer and TIMS have their pros and cons. Furthermore, by using both devices in parallel, more accurate and reliable results can be obtained. This paper aims to compare the analysis methods of alpha spectrometer and thermal ionization mass spectrometry, which are widely used for nuclide analysis in unknown nuclear materials.

본 연구에서는 마찰모델에 따라 다른 마찰진자시스템(FPS)이 적용된 교량의 성능을 비교･분석하기 위해 구조해석을 수행하였다. 마찰해석모델 별 성능을 분석하기 위해 PVDF/MgO 마찰재의 마찰계수를 활용하여 쿨롱 마찰모델과 속도 의존 마찰모델을 구축했다. 쿨롱 마찰모델은 마찰속도와 관계없이 단일 마찰계수를 사용하며, 속도 의존 마찰모델은 마찰속도에 따른 마찰계수의 변화를 반영하 는 마찰모델이다. 지진해석으로 비선형 시간 이력 해석과 지진 취약도 해석을 수행하여 구조물의 응답을 확인하였다. 마찰모델에 따 른 바닥판과 교각의 지진 응답을 활용해 면진된 교량의 성능을 분석하였으며, 면진된 교량의 성능을 효과적으로 평가할 수 있는 마찰 모델을 분석했다.

Various linear system solvers with multi-physics analysis schemes are compared focusing on the near-field region considering thermal-hydraulic-chemical (THC) coupled multi-physics phenomena. APro, developed at KAERI for total system performance assessment (TSPA), performs a finite element analysis with COMSOL, for which the various combinations of linear system solvers and multi-physics analysis schemes should to be compared. The KBS-3 type disposal system proposed by Sweden is set as the target system and the near-field region, which accounts for most of the computational burden is considered. For comparison of numerical analysis methods, the computing time and memory requirement are the main concerns and thus the simulation time is set up to one year. With a single deposition hole problem, PARDISO and GMRESSSOR are selected as representative direct and iterative solvers respectively. The performance of representative linear system solvers is then examined through a problem with an increasing number of deposition holes and the GMRES-SSOR solver with a segregated scheme shows the best performance with respect to the computing time and memory requirement. The results of the comparative analysis are expected to provide a good guideline to choose better numerical analysis methods for TSPA.