In this paper, we proposed and tested an indoor obstacle recognition and avoidance algorithm using vision and ultrasonic sensors for effective operation of drone with low-power. In this paper, the indoor flight of a drone is mainly composed of two algorithms. First, for the indoor flight of the drone, the vanishing point and the center point of the image were extracted through Hough transform of the input image of the vision sensor. The drone moves along the extracted vanishing point. Second, we set an area of interest so that the drone can avoid obstacles. The area of interest is a space where the drone can fly after recognizing an obstacle at a distance from the ultrasonic sensor. When an obstacle is recognized in the drone's area of ​​interest, the drone performs an obstacle avoidance action. To verify the algorithm proposed in this paper, a simple obstacle was installed in an indoor environment and the drone was flown. From the experimental results, the proposed algorithm confirmed the indoor flight and obstacle avoidance behavior of the drone according to the vanishing point.

신안군 해역의 섬을 통한 관광사업이 활발해지면서 도서 간을 연결하는 해상교량은 현재까지 총 13개가 완공되었다. 그러나 통항로에 설치된 해상교량은 선박통항에 있어 위험성을 주며, 특히 섬과 섬을 연결하는 연도교의 경우 수로의 폭이 매우 좁아 그 위험도 는 더욱 높다. 본 연구는 신안군 해역의 연도교에 대한 해상교통조사를 토대로 교각과 선박의 충돌위험도를 항만수로의 위험도 평가 모 델인 IWRAP(IALA Waterway Risk Assessment Program)을 활용하여 평가하였다. 그 결과 신안1교가 충돌확률이 가장 높은 것으로 분석되었으 며, 통항선박의 대부분은 연안 여객선으로 나타났다. 또한, 신안1교는 대상해역의 교각 중 가장 충돌사고가 많이 발생한 곳으로 본 연구 에서는 그 원인을 분석하고자 하였다. 신안1교 해역환경의 위성사진을 영상처리기법으로 분석한 결과 해도에는 볼 수 없는 장애물이 교 량 근처에 존재하는 것을 확인할 수 있었다. 이로 인해 장애물을 피해 교량의 통항유도방식인 양방향 통항과 달리 한 방향으로 통항이 집 중되는 것을 알 수 있었다. 본 연구의 영상처리기법을 활용한 위험원인 분석방법은 향후 연도교의 위험요인 분석을 하는데 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

This study aimed to develop an optimal processing method for the production of apple-mango jelly for domestic suppliers, by analyzing the quality attributes of the jelly. According to the central composite design, a total of 11 experimental points were designed including the content of apple-mango juice (X1), and the sugar content (X2). The responses were analyzed including the color values (CIE Lab and color difference), physicochemical properties (water activity, sweetness, pH, and total acidity), and textural properties (hardness and gel strength). Regression analysis was conducted, except for total acidity, and showed no significant difference for all the experimental points (p<0.05). Quadratic model was derived for all responses with an R square value ranging from 0.8590 to 0.9978. Based on regression model, the appropriate mixing ratio of apple-mango jelly was found to be 31.11% of apple mango juice and 14.65% of sugar. Through this study, the possibility for developing jelly product using apple-mango was confirmed, and it is expected that these findings will contribute to the improvement of the agricultural industry.

소비자에게 판매하기 위해 비육을 하여 길러지는 돼지가 아닌 새끼를 낳기 위해 장기간 사육되는 돼지를 모돈이라 한다. 모돈은 규격돈보다 육색이 붉은 것이 특징이며 단단한 조직감으로 인해 잘 소비되지 않는다. 본 연구는 모돈을 가공 원료육으로 활용하기 위해 품질 및 가공특성을 평가하였다. 먼저, 냉동-해동된 모돈과 규격돈의 뒷다리를 이용하여 품질특성을 비교하였으며 가공특성은 유화형소시지를 제조하여 수행하였다. 원료육의 품질특성은 일반성분, pH, 육색, 콜라겐 함량, 조직감, 보수력을 측정하였고 가공특성은 유화형소시지를 제조하여 조직감 및 유화 안정성을 측정하였다. 모돈의 육색은 규격돈보다 붉고(p<0.05), 조직감은 단단하였다(p<0.05). 그러나 pH, 보수력, 콜라겐 함량, 유화 안정성, 소시지의 조직감은 유의적인 차이가 없었다. 결론적으로 모돈의 단단한 조직감은 분쇄를 통해 해결하였으며 대부분의 품질 및 가공특성은 모돈과 규격돈에서 동일하였다. 따라서 모돈을 가공 원료육으로 활용하면 규격돈과 가공특성의 차이가 없음을 확인하였으며, 규격돈에 비해 높은 수율은 제품 원가를 절감할 수 있을 것으로 판단된다.

홍잠은 숙잠(熟蠶)을 수증기로 익혀서 인간이 섭취할 수 있도록 제조한 다양한 건강 증진 효과가 있는 천연 건강 식품이다. 현재 표준 제조 방법은 수증기로 찐 홍잠을 보관과 판매의 편의를 위하여 급속 냉동하여 동결 건조를 진행하는 것이다. 그런데, 홍잠을 동결 건조하는 과정은 많 은 시간과 비용을 필요로 하여 홍잠 제품 가격의 인상 요인으로 작용하고 있다. 본 연구에서는 홍잠을 수증기로 찐 후 바로 균질 액으로 제조하여 분무 건조하면 분말 제조 비용을 절감할 수 있음을 발견하였다. 그리고 홍잠 균질 액에 식용 단백질 분해 효소를 첨가하여 분해시킨 후, 단 1회의 분무 건조로 제품을 제조할 수 있는 방법을 개발하였다. 특히 홍잠 균질 액이나 효소 분해 홍잠 균질 액은 바로 액상이나 젤리 형태로 일반 또는 환 자용 특수 의료 용도 식품에 활용이 가능함을 보여주었다. 본 연구에서는 생산비용이 감소된 홍잠의 가공 방법을 제안하며 이는 제품 생성의 단가 를 낮추어 제품의 대중화와 양잠 농가의 연관산업 육성을 불러올 것으로 기대된다.

한국 천일염 생산 지역의 인구는 빠르게 고령화되고 있어 생산 노동자가 줄고 있는 추세이다. 소금 포집 작업은 천일염 생산 과정에서 가장 많은 노동력을 필요로 한다. 기존의 포집 장치는 사람의 작동 및 운전이 필요하여 상당한 노동력이 필요해서, 천일염 무인 포집장치를 개발하여 생산 노동자의 노동력을 감소시키고자 한다. 천일염 포집장치는 색상 검출을 통해 소금의 포집 상황과 염전에서의 위치를 파악하도록 설계되었기 때문에, 포집장치의 색상 검출 성능이 중요한 요소이다. 그래서 색상 검출 성능 향상을 위해 이미지 처리 를 이용한 알고리즘을 연구하였다. 알고리즘은 입력 이미지를 크기 재조정, 회전 및 투시 변환을 이용하여 around-view 이미지를 생성하고, RoI를 설정하여 해당 영역만 HSV 색상 모델로 변환하고 논리곱 연산을 통해 색상 영역을 검출한다. 검출 된 색상영역은 형태학적 연산을 이용하여 검출 영역을 확장하고 노이즈를 제거하여 컨투어와 이미지 모멘트를 이용하여 검출영역의 면적을 계산하고 설정된 면적과 비 교하여 염판에서 포집장치의 위치 경우를 결정한다. 성능 평가는 알고리즘을 적용한 최종 검출 색상의 계산 면적과 알고리즘의 각 단계 의 검출 색상의 면적을 비교하여 평가하였다. 평가 결과 소금을 검출하는 흰색의 경우 최소 25%에서 최대 99% 이상, 빨간색의 경우 최소 44%에서 최대 68%, 파란색과 녹색은 평균적으로 각각 7%와 15% 검출면적 증가가 있어 색상 검출 성능이 향상되었음을 확인할 수 있었으 며, 이를 무인 천일염 포집장치의 무인작업 수행을 위한 위치 확인에 적용 가능할 것으로 사료된다.

In Korea, Kori Unit 1, a commercial pressurized water reactor (PWR), was permanently shut down in June 2017, and an immediate decommissioning strategy is underway. Therefore, it is essential to understand the characteristics of radioactive waste during the decommissioning process of nuclear power plants (NPP). Because radioactive waste must be handled with care, radioactive waste is treated in a hot cell facility. Hot cell facility handles radioactive waste, and worker safety is essential. In this study, it was dealt with whether or not the radiation safety regulations were satisfied when processing the core beltline metal of the dismantling waste treated at the post irradiation examination facility (PIEF) of the hot cell facility. Core beltline metal used for the pressure vessel in the reactor is carbon steel, and it is continuously irradiated by neutrons during the operation of the NPP. A radiological safety estimation of the behavior of radioactive aerosols during the cutting process within the PIEF was carried out to ensure the safety of the environment and workers. When processing the core beltline metal in PIEF, dominant six nuclides (60Co, 63Ni, 55Fe, 3H, 59Ni, 14C) of aerosol are generated. Accordingly each cutting device, amount of aerosol and value of dose is different. Using a 99.97% efficiency HEPA filter, the emission concentration of the dominant nuclides (60Co, 63Ni, 55Fe, 3H, 59Ni, 14C) in the air source term was satisfied with the emission control standard of Nuclear Safety Commission No. 2016-16. It was confirmed that the radioactivity concentration in the airborne source term inside the PIEF is in equilibrium state, when ventilation is considered. Also, the mass of aerosol and the concentration of airborne source term differed according to the thickness of the saw blade of the cutting tool, and the exposure dose of the worker was different through Monte Carlo N-Particle (MCNP). At that time, 60Co accounted for 95.4% of the exposure dose, showing that 60Co had the highest impact on workers, followed by 55Fe with 2.7%. The worker’s dose limit is satisfied in accordance with Article 2 of the Nuclear Safety Act and the dose limit of radiation-controlled area is found to be satisfied in accordance with Article 3 of the rules on technical standards for radiation safety management at this time.

CYPRUS is a web-based waste disposal research comprehensive information management program developed by the Korea Atomic Energy Research Institute over three years from 2004. This program is stored as existing quality assurance documents and data, and the research results can be viewed at any time. In addition, it helps to perform all series of tasks related to the safety evaluation study of the repository in accordance with the quality assurance system. In the future, it is necessary to improve the user convenience by clarifying the relationship between FEP and scenarios and upgrading output functions such as visualization and automatic report generation. This purpose of this study is to research and develop the advanced program of CYPRUS. This study is based on building FEP, DIM and scenario databases. It is necessary to develop an algorithm to analyze and visualize the FEP, DIM and scenario relationship. This project is an integrated information processing platform for DB management and visualization considering user convenience. The first development goal is to build long-term evolutionary FEP, DIM, and scenarios as a database. The linkage by FEP item was designed in consideration of convenience by using a mixed delimiter of letters and numbers. This design provides information on detailed interactions and impacts between FEP items. Scenario data lists a series of events and characteristic change information for performance evaluation in chronological order. In addition, it includes information on FEP occurrence and mutual nutrition by period, and information on whether or not the repository performance is satisfied by item. The second development goal is to realize the relationship analysis and visualization function of FEP and scenario based on network analysis technique. Based on DIM, this function analyzes and visualizes interactions between FEPs in the same way as PID, RES, etc. In addition, this function analyzes FEP and DIM using network analysis technique and visualizes it as a diagram. The developed platform will be used to construct and visualize the FEP DB covering research results in various disposal research fields, to analyze and visualize the relationship between core FEP and scenarios, and finally to construct scenarios and calculation cases that are the evaluation target of the comprehensive performance evaluation model. In addition, it is expected to support the knowledge exchange of experts based on the FEP and scenario integrated information processing platform, and to utilize the platform itself as a part of the knowledge transfer system for knowledge preservation.

There are highly toxic radio-isotopes and high heat emitting isotopes in spent nuclear fuels which could be a burden in a deep geological repository. Some preliminary study in order to see if there are some advantages in terms of waste burden, in case that the spent fuel is appropriately processed and then disposed of in a final repository, has been carried out at KAERI. This study is focused on the proliferation resistance for various processing alternatives for them. The evaluation criteria and their indicators for proliferation resistance analysis are selected and then evaluated quantitatively or quantitatively for the alternatives. The processing alternatives are grouped into three categories according to the level of decrease of burden for final disposal and named them as Level I, Level II and Level III technolgy alternatives. Level I alternative is to maximize the long-term safety in the final repository from the removal of I- 129, semi-volatile radioisotope, which is the greatest impact on the long-term safety of the repository. Level II alternative is to remove the strontium-90, high heat emitter, in addition to the removal in Level I. The Level III is to additionally remove uranium from main stream of the level II to reduce the volume of the high level wastes to be disposed. The intrinsic radiation and chemical barriers against the nuclear proliferation are selected and analyised for the alternatives. It is resulted from the proliferation resistance analysis that all three options showed excellent resistance to nuclear proliferation for the two barriers. However, Level III technology including electrochemical refining process is relatively a little weaker than others. Overall, it could be an effective means to reduce the burden of disposal if the spent fuels are appropriately conditioned for final disposal. Further detailed studies are, however, needed to finalize its feasibility.