지하도로는 주변 도심개발 등으로 수평적 도로용량 확장이 어려운 구간을 대상으로 입체적 활용을 통해 교통혼잡을 해소하기 위한 수단으로써 주목받고 있다. 그러나 지하도로는 공간 특성상 지상에 비해 다양한 불확실성이 수반된다는 면에서 위험요인이 크고 직접 건설비용이 큰 사업으로 인식되기도 하며, 최근 관련 안전·방재 및 설계 요소 관련 법령과 지침이 지속적으로 제·개정됨에 따라 사업 비 변동요인이 증가하고 있다. 따라서 향후 증가할 지하도로 민간투자사업 추진시에 발생하는 다양한 위험요인에 대한 관리방안 마련 이 필요한 시점이다. 이에 본 연구는 지하고속도로 민간투자사업의 특수성을 반영한 기본계획 단계의 기술부문 평가지표에 대한 배점 개선안을 제시하는 것을 목적으로 한다. 이를 위해 현재 제3자 제안 공고상 기술 부문의 평가 배점을 검토하고, 신규 평가항목이 포함 된 후보 평가지표를 제시하였다. 또한 분석적 계층화 기법(AHP) 기반의 전문가 설문조사를 수행하여 평가지표의 우선순위를 도출해 최종적인 지하 고속도로 평가지표의 배점을 도출하였다. 평가항목별 배점 결과 건설계획 분야에는 ‘공사비, 보상비 등 사업비 선정(10 점)’, ‘장대터널계획 종합(25점)’, ‘시·종점부 도로접속 및 교통운영(18점)’ 평가항목이 추가되었다. 사업관리 및 운영계획 분야에는 ‘안 정적 운영을 위한 계획수립(76점)’, ‘운영계획의 창의성(24점)’, ‘재해 및 재난관리계획(21점)’ 등의 순으로 배점이 수정되었으며, 특히 시설 및 장비확보 계획, 유지보수 계획, 교통 및 영업관리 계획 등이 고려되는 ‘안정적 운영을 위한 계획수립’ 평가항목의 배점이 크게 증가하였다. 본 연구에서 제시한 배점 개선안을 통해 기본설계 단계에서부터 지하 고속도로 민간투자사업의 위험요인과 특수성을 고 려하여 사업을 추진할 수 있을 것으로 판단된다.

본 연구의 목적은 코칭 수퍼비전 과정에서 수퍼바이지의 학습 및 발달 메커 니즘을 발견하고 이해하며 설명하는 것이다. 비판적 실재론과 Glaser의 근거이 론을 바탕으로 21명의 참가자를 대상으로 한 심층면담을 통해 발달과제요인, 발 달전략요인, 내현적 기대요인의 세 가지 주요 상위 범주를 도출하였다. 발달과 제요인의 중간 범주에는 코칭의 구현, 직업적 정체성 확립, 코칭 전문화, 소명적 정체성 확립, 전인 개발 구현으로 나타났다. 발달전략요인의 중간 범주에는 실 습과 점검, 비즈니스 모델 최적화, 전문성 몰입, 소명 최적화, 전인 성장으로 나 타났다. 내현적 기대 요인의 중간 범주는 심리 정서, 현실 과제, 교육 목표로 나 타났다. 이러한 범주들은 상호 작용하여 코칭 역량 발달, 코칭 비즈니스 전문성 발달, 현장 활동 중심 발달, 소명적 정체성 발달, 통합 발달의 5가지 발달 단계 키워드를 명명하였다. 발달 과정 속에서 수퍼바이지는 시기적, 개인적으로 특정 한 발달 과제에 따라 발달 전략을 동기화하여 행동으로 연결하였다. 상황의 긴 급성이 커질수록 내현적 기대요인이 높아져 적합한 수퍼바이저를 찾게 되었다. 본 연구는 수퍼바이지 발달의 실재적 메커니즘을 발견하고 이론 정립을 통해 체 계적인 코칭 수퍼비전 전문성 연구에 기여하고자 한다.

We introduce the technology required todevelop a bracket process for installing and verifying FRT bumper sensors for passenger cars. Establish and demonstrate process automation through actual design and manufaturing. We conduct quality inspection of the production process using artificial intelligence and develop technology to automatically detect good and defective products and increase the reliability of the process

Wet solid wastes including spent ion exchange resins, evaporator concentrates and sludges require solidification to transform wastes into an acceptable solid, monolithic form for final disposal. The development of the process control program for the solidification of radioactive sludges generated at nuclear power plants has been in progress to provide reasonable assurance that the solidified product will meet the established waste acceptance criteria for solidified waste. A mobile solidification system to produce the solidified waste in the size of a 200 L drum was used, which adopts the in-line mixing method where the waste and binder are mixed and then transferred to the disposable container. To simulate radioactive sludges, non-radioactive sludges are synthesized and the specimens are prepared by using them. The qualification tests on the prepared specimens including the compressive strength test, the thermal cycling test, the irradiation test, the leach test, the immersion test, etc. have been performed to qualify recipes for a range of waste compositions. The results of the tests will be analyzed and discussed.

Recently, in the case of the root industry, although it is a basic industry that forms the basis of manufacturing competitiveness, there continues to be a shortage of manpower due to reasons such as dangerous working environments, industrial economic difficulties, and low wage systems. In addition, the demand for automation of production lines using robots is increasing due to a shrinking labor market due to a decrease in the working population due to aging, higher wages, shorter working hours, and limitations of foreign workers. In this study, a system was developed to automate the injection molding process for producing ball valves for automobiles by applying robot system. The applied process flow consists of alignment and insertion of insert parts, and removal, transfer, and loading of the product after injection molding, which is currently performed manually. Through the application of the developed robot automation system, the cycle time was improved by more than 30% and the defect rate was reduced by more than 70%.

In this study, we proposed a simulator for the development of a digital multi-process welding machine and a welding process monitoring system. The simulator, which mimics the data generation process of the welding machine, is composed of process control circuit, peripheral device circuit, and wireless communication circuit. Utilizing this simulator, we aimed to develop a welding process monitoring system that can monitor the welding situations of four multi-process welding machines and three processes each, with data transmission through wireless communication. Through the operation of the proposed simulator, sequential digital processing of multi-process welding data and wireless communication were achieved. The welding process monitoring system enabled real-time monitoring and accumulation of the process data. The selection of upper and lower limits for process variables was carried out using a deep neural network based on allowable changes in bead shape, enabling the management of welding quality by applying a process control technique based on the trend of received data.

본 논문의 목적은 주요 과학기술인력정책의 발전과정에 대한 정리와 함께 수급 패러다임 변화라는 정책 환경 속에서 바람직한 미래 정책 방향을 도출하는 데 있다. 이를 위해 먼저 이공계 기피 현상 해소를 화두로 2000년대부터 본격 추진되었던 과학기술인력정책의 전개과정을 이공계인력 지원 기본계획을 중심으로 살펴보았다. 다음으로 디지털 전환 등으로 인해 나타나는 과학기술인력 수요 변화와 인구구조 감소라는 공급충격, 즉 과학기술인재 수급 패러다임 전환의 주요 내용과 시사점을 정리하였다. 이를 바탕으로 미래 과학기술인력정책의 핵심 방향을 우수 과학기술인재 배출과 활용의 토대가 되어 인재의 지속 성장과 유입을 촉진 시키는, 사람 중심의 과학기술 연구생태계 조성으로 제언하였다.

The domestic Nuclear Power Plant (NPP) decommissioning project is expected to be carried out sequentially, starting with Kori Unit 1. As a license holder, in order to smoothly operate a new decommissioning project, a process in terms of project management must be well established. Therefore, this study will discuss what factors should be considered in establishing the process of decommissioning NPPs. Various standards have been proposed as project management tools on how to express the business process in writing and in what aspects to describe it. Representatively, PMBOK, ISO 21500, and PRICE 2 may be considered. It will be necessary to consider IAEA safety standards in the nuclear decommissioning project. GSR part 6 and part 2 can be considered as two major requirements. GSR part 6 presents a total of 15 requirements, including decommissioning plans, general safety requirements until execution and termination. GSR part 2 presents basic principles for securing the safety of nuclear facilities, and there are a total of 14 requirements. Domestic regulatory guidelines should be considered, and there will be largely laws and regulations related to the decommissioning of nuclear facilities, guidelines for regulatory agencies, and guidelines and regulations related to HSE. The Nuclear Safety Act, Enforcement Decree, Enforcement Rules, and NSSC should be considered in the applicable law for nuclear facilities. Since the construction and operation process has been established for domestic decommissioning project, there will be parts where existing procedures must be applied in terms of life cycle management of facilities and the same performance entity. As a management areas classification in the construction and operation stage, it seems that a classification similar to Level 1 and Level 2 should be applied to the decommissioning project. This study analyzed the factors to be considered in the management system in preparing for the first decommissioning project in Korea. Since it is project management, it is necessary to establish a system by referring to international standards, and it is suggested that domestic regulatory reflection, existing business procedures, and domestic business conditions should be considered.

The acceptance criteria for low and intermediate level radioactive waste disposal facilities in Korea to regulate that homogeneous waste, such as concentrated waste and spent resin, should be solidified. In addition, solidification requirements such as compressive strength and leaching test must be satisfied for the solidified radioactive waste solidified sample. It is necessary to develop technologies such as the development of a solidification process for radioactive waste to be solidified and the characteristics of a solidification support. Radioactive waste solidification methods include cement solidification, geopolymer solidification, and vitrification. In general, low-temperature solidification methods such as cement solidification and geopolymer solidification have the advantage of being inexpensive and having simple process equipment. As a high-temperature solidification method, there is typically a vitrification. Glass solidification is generally widely used as a stabilization method for liquid high-level waste, and when applied to low- and intermediate-level radioactive waste, the volume reduction effect due to melting of combustible waste can be obtained. In this study, the advantages and disadvantages of the solidification process technology for radioactive waste and the criteria for accepting the solidified material from domestic and foreign disposal facilities were analyzed.