In order to use nuclear energy stably, high level radioactive waste including spent nuclear fuel that is inevitably discharged from nuclear power plants after electricity generation must be managed safely and isolated from the human living area for a long period of time. In consideration of the accumulated amount of spent nuclear fuel anticipated according to the national policy for HLW management, the area required for the deep geological repository facility is expected to be very large. Therefore, it is essential to conduct various studies to optimize the area required for the disposal of spent nuclear fuel in cases where the nationally available land is extremely limited, such as in Korea. In this study, as part of such research, the strategies and the requirements for the preliminary design of a high efficiency repository concept of spent nuclear fuel were established. For PWR spent nuclear fuel, seven assemblies of spent nuclear fuel can be accommodated in a disposal canister, and high burnup of spent nuclear fuel was taken into consideration, and the source terms such as the amount and time of discharge and disposal were based on the 2nd national basic plan. By evaluating the characteristics, the amount of decay heat that can be accommodated in the disposal canister was optimized through the combination of seven assemblies of spent nuclear fuel. The cooling period of the radiation source for the safety assessment of the repository system was set at 55 years, and the operation of the repository would start from 2070 and then the disposal schedule would be conducted according to the disposal scenario based on the national basic plan. With these disposal strategies described above, the main requirements for setting up the conceptual design of the high efficiency repository system to be carried out in this study were described below. • A combination of seven spent nuclear fuels with high heat and spent nuclear fuels with low heat was loaded into a disposal canister, and the thermal limit per disposal canister was 1,600 W. • In order to maintain the long-term performance of the repository, the maximum temperature design limit in the buffer material was set to 130°C. • In the deep disposal environment, the safety factor [yield strength/maximum stress] required to maintain the structural stability of the disposal canister should be maintained at 2.0 or higher so that integrity of the canister can be maintained even under long-term hydrostatic pressure and buffer swelling pressure in the deep disposal environment. • The repository should have a maximum exposure dose of 10 mSv/yr or less, which is the legal limit in case of a single event such as an earthquake, and the risk level considering natural phenomena and human intrusion, which is less than the legal limit of 10-6/yr. These strategies and requirements can be used to develop the high-efficiency geological disposal concept for spent nuclear fuels as an alternative disposal concept.

Spent fuel from the Wolsong CANDU reactor has been stored in above-ground dry storage canisters. Wolsong concrete dry storage canisters (silos) are around 6 m high, 3 m in outside diameter, and have shielding comprised of around 1 m of concrete and 10 mm of steel liner. The storage configuration is such that a number of fuel bundles are placed inside a cylindrical steel container known as a Fuel Basket. The canisters hold up to 9 baskets each that are 304 L stainless steel, around 42” in diameter, 22” in height, and hold 60 fuel bundles each. The operating license for the dry storage canisters needs to be extended. It is desired to perform in-situ inspections of the fuel baskets to very their condition is suitable for retrieval (if necessary) and that the temperature within the fuel baskets is as predicted in the canister’s design basis. KHNP-CNL (Canadian Nuclear Lab.) has set-up the design requirements to perform the in-situ inspections in the dry storage canisters. This Design Requirements applies to the design of the dry storage canister inspection system.

The bilateral nuclear cooperation agreement provides the basis for technical and economic exchanges and research and development cooperation in the nuclear industry, while also having an important role in the peaceful use of nuclear power. The government of Republic of Korea has signed the supplementary and additional arrangements with the United States, Canada, and Australia to specify detailed procedures necessary for the implementation of the agreement. Currently, items under the bilateral nuclear cooperation agreement (i.e., obligated items) are managed through official documents and e-mails, and it is difficult for the government to systemically track item inventory and identify the person in charge. Another issue is the discrepancy of information between the annual report on obligated items and the report under the import and export procedure. In order to solve these problems, the government is establishing an import and export management system for obligated items to enhance transparency and national reliability in Korea. The ultimate purpose of this project is to not only faithfully fulfill the obligations under the bilateral nuclear cooperation agreement, but also to increase the efficiency of implementation work through systematization of databases and management of obligated items. In this paper, an improved management procedures are suggested by analyzing the required functions and problems. Also, this paper provides a conceptual design that can be applied to the management system for it obligated items by identifying and analyzing practical problems in the import and export management of mandatory items. As a result, key considerations and the conceptual design proposal for the ‘export and import management system for items subject to the nuclear bilateral cooperation agreement’ are derived. The result will be supplemented through continuous discussions with facility operators and the government to be utilized for detailed system design.

The design of nuclear fuel storage and handling area includes the activities related to the storage and inspection before fuel loading, transfer into the reactor, removal of irradiated fuel to the spent fuel storage rack, underwater handling and storage, and handling into a shipping cask. The purpose of this study is to provide the design requirements for the spent fuel pool to be prevented from the loss of cooling water and for heavy load control to prevent any load drop resulting in damage to safetyrelated systems during heavy load handling in accordance with the regulatory guidelines. And another purpose is to review the sizing of minimum wet storage capacity in the spent fuel pool based on the maximum refueling batch from the core during refueling plus a full core off-load of fuel assemblies and the minimum discharge burnup spent fuel storage during the design life of plant requested by the utility. As the results of this study, the current general arrangement for the spent fuel storage and handling area and the minimum storage capacity are evaluated. These can be good recommendations to enhance more safe and efficient if implemented to the new nuclear power plants.

위험유해물질(HNS, Hazardous and Noxious Substances)은 해상운송 과정에서 다양한 사고에 노출되어 있어 많은 양이 바다에 유출 될 우려가 있다. HNS 유출에 따른 해양환경의 손상은 유류 유출에 의한 손상보다도 훨씬 큰 것으로 알려져 있다. 특히 해저로 침강하여 침적되는 HNS는 해저생태계에 돌이키기 어려운 피해를 주게 되므로, 반드시 회수되어야 한다. 해저로부터 HNS를 회수하기 위해서는 해저침적 HNS에 대한 정확한 탐지, 안정화 처리 및 회수를 위한 절차와 장비가 필요하다. 그 중에서도 기계적 회수장치를 개발하기 위해서는 성능지표를 이용하여 성능요건을 선정하고, 이를 토대로 기계적 회수장치에 대한 개념설계가 이루어져야 한다. 따라서 본 연구에서는 해저침적 HNS의 회수 절차에서 요구되는 기계적 회수장치에 대한 개념설계안을 제시하였다. 개념설계안으로 해저침적 HNS를 회수하기 위한 기본 시나리오를 제시하고, 자체적 밀폐 성능을 가지는 흡인 기초를 활용하는 방안을 채택하였다. 기계적 회수장치는 흡인 기초, 오 염 방지, 펌프 시스템, 제어 시스템, 모니터링 장비, 위치정보 장비, 이송 장비, 탱크로 구성된다. 이러한 개념설계안은 기계적 회수장치의 부품 및 형상을 결정하는 기본설계에 반영되어 활용될 것으로 기대된다.

미취학 아동의 창의적 사고, 다양한 경험 기반의 학습 활동, 그리고 인성 및 감성 중심의 교육에 대한 욕구를 충족시켜줄 수 있는 새로운 교육 방식으로써 체감형 교육 방식의 보급이 활발해지고 있다. 체감형 학습은 사용자의 움직임이나 감각을 통해 디지털 교육 콘텐츠를 조작하는 인간-컴퓨터 인터랙션을 활용한 교육 방식이다. 그러나 사람의 움직임이나 목소리 같은 음성/영상 인식의 정확도가 높지 않아 실제 교육 시스템 적용에는 한계를 보인다. 이러한 한계점의 극복을 위해 인간과 서비스 콘텐츠 사이에 매개체를 두고 이를 통해 사람의 움직임을 가속도, 각속도와 같은 숫자 값으로 변환/전송하여 인터랙션 하는 매개 인터페이스 개념이 제안된다. 본 연구에서는, 교육 시스템의 대상인 미취학 아동의 행동을 관찰하고 프로토콜 분석을 통하여 사용자 중심의 매개 디바이스 디자인 요구사항을 제안한다. 분석 결과, 미취학 아동들은 물체를 조작하는 데 서툴고, 무의식적으로 물체를 만지작거리거나 기대는 행동을 보였다. 또한 물건을 사용할 때 그에 종속되어 행동의 부자연스러움을 보였다. 따라서 체감형 교육을 위한 매개 디바이스는 사용자의 익숙하지 않은 조작을 보조할 수 있어야 하며, 디바이스 사용 중에도 자연스러운 행동을 유지할 수 있도록 디자인되어야 한다.

Development of human-system interfaces (HSI) supporting the interaction between human and automation-based systems, particularly safety-critical sociotechnial systems, entails a wide range of design and evaluation problems. To help HSI designers deal with these problems, many methodologies from traditional human-computer interaction, software engineering, and systems engineering have been applied; however, they have been proved inadequate to develop cognitively well engineered HSI. This paper takes a viewpoint that HSI development is itself a cognitive process consisting of various decision making and problem solving activities and then proposes a design requirements-driven process for developing HSI. High-level design problems and their corresponding design requirements for visual information display are explained to clarify the concept of design requirements. Lastly, conceptual design of software system to support the requirements-driven process and designers' knowledge management is described.

본 논문에서는 고준위폐기물 처분용기를 지하 심지층에 처분하기 위하여 요구되는 구조설계 요구조건과 구조안전성 평가 기준을 도출하였다. 고준위폐기물은 높은 열과 많은 방사능을 방출하기 때문에 고준위폐기물을 넣어 보관하는 처분용기는 그 취급에 많은 주의가 요구된다. 이를 위하여 고준위폐기물 처분용기는 장기간(보통 10,000년 동안) 안전한 장소에 보관되어야 한다. 보통 이 보관 장소는 지하 500m에 위치한다. 지하 깊은 화강암에 고준위폐기물을 보관하도록 설계되는 처분용기는 내부주철삽입물과 이를 감싸고 있는 부식에 강한 와곽쉘, 위 덮개와 아래 덮개로 구성되는 구조로 되어 있으며 지하수압과 벤토나이트 버퍼의 팽윤압을 받는다. 따라서 고준위폐기물 처분용기는 심지층에 보관 시 이들 외력들을 견디도록 설계되어야 한다. 만약에 발생 가능한 모든 하중조합을 고려한 처분용기 설계가 되지 않으면 심지층에 위험한 고준위폐기물 처분 시에 처분용기에 소성변형이나 크랙 또 좌굴같은 구조적 결함이 발생할 수 있다. 따라서 심지층에 처분용기를 처분 시에 처분용기에 발생하는 구조적 문제들이 발생하지 않게 하기 위하여 여러 가지 구조해석이 수행되어야 한다. 이러한 구조해석 수행에 앞서 처분용기 설계 타당성을 평가하기 위한 기준이 필요하다. 또한 평가기준에 영향을 미치는 설계요구조건(설계변수)이 명확히 검토되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기의 구조설계 요구조건(설계변수)과 구조 안전성 평가기준을 도출하고자 한다.

The objective of this research is to present client's requirements definition model that translates requirement information provided by client into design information to fully grasp client's requirements in pre-design phase and to prepare system that reflects it in the design. Suggesting classification system for requirement information grasped in the pre-design phase and dividing process defined by requirement into requirements elicitation, requirements analysis and requirements translation. Moreover, prototype system was embodied as a method to efficiently apply the suggested model.

최근 삶의 질이 향상되면서 많은 사람들이 다양한 레저 활동을 즐기고 있다. 하지만 레저 활동 인구가 증가하면서 다양한 사고로 척수손상장애인이 되기도 한다. 이러한 이유로 척수손상장애인의 인구가 증가할 수 밖에 없다. 이러한 현상은 의료복지 측면에서의 수요 확대로 이어질 수 있다. 척수손상 정도에 따라 외출 및 외래진료에 어려움이 있는 척수손상환자들은 방문의료서비스의 이용 증대로 이어질 수 있다. 이러한 이유로 보건복지부에서는 서비스 양적 확충을 위해 지속적 연구가 진행되고 있다. 하지만 서비스 다각화 및 질적 향상 측면에서 체계화가 미흡한 실정이다. 선행연구의 대부분은 이용자를 대상으로 단편적인 만족도 및 욕구조사 중심으로 진행되었다. 이에 본 연구에서는 ICT 방문의료서비스 디자인을 위한 4D프로세스 중 Define 단계로 이해관계자 요구사항을 조사하였다. 조사 대상은 서비스 제공자 4명, 서비스 수요자 14명을 대상으로 진행하였다. 조사 대상자들의 구체적인 문제점 및 요구사항을 도출하기 위해 인터뷰 방법론을 활용하였다. 본 연구의 방법으로는 첫째, 척수손상장애와 ICT 방문의료서비스에 대한 이론적 고찰을 실시하였다. 둘째, 국내, 국외에서 진행된 ICT 방문의료서비스에 대한 사례 연구를 진행하였다. 그 결과 ICT 방문의료서비스 관련 이해관계자를 파악하였고 서비스 현황, 주요 시사점을 도출하였다. 셋째, ICT 방문의료서비스 관계자 4명과 척수손상장애인 14명을 대상으로 심층인터뷰와 포커스 그룹인터뷰를 진행하였다. 그 결과 6가지 주요 시사점을 도출할 수 있었다. 6가지 주요 시사점은 다음과 같다. 첫째, 외래진료와 원격진료 병행으로 인한 업무의 부담이다. 둘째, 간접적 원격 진료에 대한 신뢰성이 낮았다. 셋째, 서비스 내 커뮤니케이션 채널이 없었다. 커뮤니케이션 채널이 없어 주요 정보 공유에 문제가 있었다. 넷째, 생체정보 측정 장비와 ICT 의료시스템과의 데이터 호환성에 문제가 있었다. 기기와 시스템 간 호환이 되지 않아 비효율적인 의료서비스가 제공되고 있었다. 다섯째, 다수 환자에 대한 예방, 의료기록, 일정관리 등을 위한 ICT 모니터링 시스템 구축의 필요성이 나타났다. 여섯째, 다양한 특성의 척수손상장애인을 고려한 서비스 세분화이다. 향후 본 연구를 통해 도출된 6가지 시사점은 ICT 방문의료서비스디자인의 개선방향 설정에 활용될 것이다. 또한 의료서비스를 지원하는 시스템 개선방향에도 활용될 예정이다.