• 대한토목학회논문집
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• 제29권5B호
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• pp.429-439
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• 2009

댐 붕괴로 인한 극한홍수가 발생하였을 경우, 홍수경보에 대한 대응시간은 일반적인 홍수의 경우보다 훨씬 짧다. 수치모형은 홍수파의 전파양상을 예측하고, 범람지역, 홍수파 도달시간 그리고 침수심 등에 관한 정보를 제공하는데 있어 강력한 도구가 될 수 있다. 그러나 댐 붕괴로 인한 홍수파의 전파는 불연속 흐름이나 마른하도의 전파를 포함하고 있으므로, 수학적으로 표현하기 어려운 경우가 많다. 그럼에도 불구하고 최근에 유한체적기법을 이용하여 댐 붕괴로 인한 홍수범람을 모의하기 위한 수치모형의 개발이 많이 이루어졌다. 유한체적기법은 적분보존형 방정식을 기본으로 하고 있으므로, 불연속 흐름이나 충격파의 해석에 용이하다. 따라서, 본 연구에서는 2차원 보존형 천수방정식의 해석을 위해 유한체적기법과 Riemann 근사해법을 이용한 수치모형을 개발하였다. 그리고 예측단계와 수정단계에서 연속방정식과 운동량 방정식의 보존변수 재구성을 위해 수면경사법과 연계한 MUSCL 기법을 적용하여 시간과 공간에서 2차정확도를 얻었다. 개발한 유한체적모형을 2차원 부분적 댐 붕괴 해석 및 삼각형 융기를 가진 하도에 대한 댐 붕괴 해석에 적용하고, 적용결과를 실험자료 및 기존 연구자의 계산결과와 비교하여 개발모형을 검증하였다.

• 대한토목학회논문집
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• 제29권6D호
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• pp.737-743
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• 2009

터널 공사에 있어서 Shield TBM 장비의 활용이 증가함에 따라 Shield 공법의 효율성 증대를 위한 다양한 연구 또한 수행되어졌다. Shield TBM에 대한 연구들은 대부분 굴착 대상이 되는 지반의 특성을 고려하여 Shield TBM 장비 선정, 굴진속도 계산, 모델식 개발 등에 초점을 맞추고 있으며, 굴착의 주체가 되는 Shield TBM 장비와 장비에 의해 발생하는 트러블로 인한 공기지연에 대한 연구는 수행되어지지 않았다. 따라서 본 연구에서는, Shield 터널 공사 중 Shield 장비의 초기굴진을 대상으로 하여, 굴진 시 발생하는 트러블에 의해 야기되는 공기지연 시간 및 원인을 FMEA기법을 이용하여 분석하였고, 공기지연 방지를 위한 관리 방한의 제시를 목적으로 각각의 트러블 항목들에 대한 우선순위를 결정하는 연구를 수행하였다. 그 결과 이전까지의 연구들에서 지반적 요소들에 비해 상대적으로 소홀히 다루어진 Shield TBM의 기계적 요소들의 트러블이 공기지연을 일으키는 주요 원인이라는 것을 알 수 있었다. 각각의 공기지연 발생 요소 중 공기지연 위험도가 큰 몇몇 항목을 대상으로 트러블 관리방안을 제시함으로써, 본 굴진 및 향후 유사 조건의 프로젝트 수행 시 보다 효율적으로 공사를 수행할 수 있을 것으로 기대된다.

• 정보처리학회논문지:소프트웨어 및 데이터공학
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• 제12권7호
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• pp.315-324
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• 2023

꾸준히 증가하는 노인성 질환 환자 대상으로 몰입형 디지털 콘텐츠를 이용한 쉽고 정확한 전신 재활 상호작용 기술이 필요하며, 본 연구에서는 이를 위해 홀로렌즈와 키넥트를 사용한 전신 상호작용 기술을 소개한다. 이를 위해 메쉬 특징점 기반 변환, AR 마커 기반 변환, 신체 인식 기반 변환 방법의 3가지 좌표 변환 방식을 제안한다. 메쉬 특징점 기반 변환은 공간 메쉬에 3개의 특징점을 지정하고 변환 행렬을 이용하여 좌표계를 일치시킨다. 이 방법은 수작업이 필요하여 사용성이 떨어지지만 정확도가 8.5mm로 상대적으로 높다. AR 마커 기반 방식은 홀로렌즈s와 키넥트가 동시에 인식하는 AR, QR마커를 사용하여 평균오차 11.2mm로 준수한 정확도를 달성했다. 신체 인식 기반 변환 방법은 두 기기가 동시에 인식하는 머리 혹은 HMD위치와 양 손 혹은 컨트롤러 위치를 이용하여 좌표계를 일치시킨다. 이 방법은 정확도가 떨어지지만 부가적인 도구나 수작업이 필요 없으므로 사용성이 좋다. 또한 후처리 기술로 RANSAC을 적용함으로써 오차를 10% 이상 줄였다. 이러한 3가지 방식은 콘텐츠가 필요한 사용 편의성과 정확도에 따라서 선택적으로 적용할 수 있다. 본 연구에서는 이 기술을 이용해서 '썬더펀치'와 재활 치료 콘텐츠에 적용하여 검증하였다.

• 한국수학교육학회지시리즈E:수학교육논문집
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• 제37권4호
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• pp.717-736
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• 2023

본 연구는 데이터와 인공지능 예측모델을 활용한 통계프로그램을 개발하여 초등학교 6학년 한 학급에 적용함으로써 학생들의 통계적 소양 신장에 효과가 있는지 확인하는 것을 목적으로 한다. 오늘날 초등학교 통계교육의 문제점을 분석하고, 4차 산업혁명 시대에서 중시되는 데이터와 인공지능 교육을 융합하여 통계적 문제해결의 전 과정을 경험하고 미래에 대한 올바른 예측을 경험해 볼 수 있는 총 15차시의 통계프로그램을 개발하였다. 본 프로그램의 가장 큰 특징은 인공지능 교육의 중점 요소인 데이터의 중요성 인식, 공공데이터플랫폼에서 제공하는 실생활 데이터를 사용하여 맥락을 고려한 자료 수집 및 분석 활동을 포함한다는 것이다. 또한 공학 도구인 엔트리와 이지통계를 활용하고, 인공지능 예측모델을 제작하여 데이터를 기반으로 미래를 예측해 보는 활동으로 구성된다는 점에서 의사소통역량, 정보처리역량, 비판적 사고 역량을 기를 수 있는 역량 중심의 프로그램으로 구성하였다. 본 프로그램의 적용 결과, 프로그램 적용은 초등학생의 통계적 소양에 긍정적 영향을 미쳤을 뿐만 아니라 학생들의 흥미, 주체적이고 비판적 탐구, 통계적 문제해결 전 과정에서의 수학적 의사소통을 관찰할 수 있었다.

• 한국지구과학회지
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• 제44권6호
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• pp.629-642
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• 2023

국내 중·저준위 방사성폐기물은 영구적 격리를 위해 처분장에 매립하고 있으며 그 위치는 경주에 있다. 이러한 방사성폐기물의 영구적인 격리를 위한 처분시설은 공학적 방벽과 자연 방벽으로 구성되어 있으며 자연 방벽을 특성을 파악하기 위하여 한국원자력환경공단에서는 2006년부터 부지특성조사를 수행하였고, 이후 부지감시 및 조사계획에 따른 감시를 수행하여 부지특성의 변화를 지속적으로 확인하고 있다. 중저준위 방폐장의 수리지화학적 환경은 자연 방벽의 평가를 위해 중요한 요소로 손꼽히고 있으나 동해와 가까운 경주의 지역적 특성상 해수의 영향을 반드시 고려해야 한다. 따라서 본 연구에서는 처분 부지의 지하수 관정 7개 및 관정의 심도별 수질 자료를 취합해 지하수 자료 총 30개를 해수 2개소와 비교 분석하여 수리지화학적 환경을 해석하였다. 분석 자료는 수질 10개 항목(온도, EC, HCO₃, Na, K, Ca, Mg, Cl, SO₄, SiO₂)을 2017년 3분기부터 2022년 3분기까지 총 5년간 20회의 자료를 활용하였다. 특히, EC, HCO₃, Na, Cl의 농도 변화를 통해 연구 지역의 배경 농도 및 관정의 구간별 해수의 영향을 파악하였으며, 시계열 군집 분석을 통해 담수, 기수, 해수의 분류를 시도하였다. 그 결과, 기존의 모니터링 방법으로는 확인하지 못한 부지내 수리지화학적 변화를 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3543-3548
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• 2023

Shutdown chemistry evolution is performed in nuclear power plants at each refueling outage (RFO) to establish safe conditions to open system and minimize inventory of corrosion products in the reactor coolant system (RCS). After hydrogen peroxide is added to RCS during shutdown chemistry evolution, corrosion products are released and are removed by filters and ion exchange resins in the chemical volume control system (CVCS). Shutdown chemistry evolution including RCS clean-up time to remove released corrosion products impacts the critical path schedule during RFOs. The estimation of clean-up time prior to RFO can provide more reliable actions for RCS clean-up operations and transients to operators during shutdown chemistry. Electric Power Research Institute (EPRI) shutdown calculator (SDC) enables to provide clean-up time by Co-58 peak activity through operational data from nuclear power plants (NPPs). In this study, we have investigated the results of EPRI SDC by shutdown chemistry data of Co-58 activity using NPP data from previous cycles and modeled the estimated clean-up time by EPRI SDC using average Co-58 activity of the NPP. We selected two RFO data from the NPP to evaluate EPRI SDC results using the purification time to reach to 1.3 mCi/cc of Co-58 after hydrogen peroxide addition. Comparing two RFO data, the similar purification time between actual and computed data by EPRI SDC, 0.92 and 1.74 h respectively, was observed with the deviation of 3.7-7.2%. As the modeling the estimated clean-up time, we calculated average Co-58 peak concentration for normal cycles after cycle 10 and applied two-sigma (2σ, 95.4%) for predicted Co-58 peak concentration as upper and lower values compared to the average data. For the verification of modeling, shutdown chemistry data for RFO 17 was used. Predicted RCS clean-up time with lower and upper values was between 21.05 and 27.58 h, and clean-up time for RFO 17 was 24.75 h, within the predicted time band. Therefore, our calculated modeling band was validated. This approach can be identified that the advantage of the modeling for clean-up time with SDC is that the primary prediction of shutdown chemistry plans can be performed more reliably during shutdown chemistry. This research can contribute to improving the efficiency and safety of shutdown chemistry evolution in nuclear power plants.

• 한국건축시공학회지
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• 제23권6호
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• pp.785-796
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• 2023

국내 건설기업의 ESG 경영은 대형업체 중심으로 추진되고 있다. 건설업체는 ESG 경영보고서를 발간하고, 중대성 평가를 통하여 이슈를 도출하고, 관련 전문가 의견수렴 과정을 통하여 10대 이슈와 우선순위를 도출하여 ESG 경영관리를 하고 있다. 또한 국내외 ESG 평가기관의 건설업체 ESG 평가결과, 동일한 업체에 대한 평가결과가 상이한 것은 각 기관별 평가항목과 평가절차 등의 평가모델이 다르기 때문이다. 따라서 본 연구는 건설ESG 경영을 강화하기 위한 대응방안을 제안하였다. 첫째, 중소건설업체도 건설ESG 경영을 추진할 수 있도록 정책적인 지원과 자금지원이 필요하다. 둘째, 건설산업의 특성에 맞는 건설 ESG 평가항목을 표준화하여 공개함으로써 건설업체가 ESG 경영 및 추진하는 것이 필요하다. 셋째, 하청업체의 ESG 평가도 표준화하여 발표함으로써, 하청업체들이 ESG 경영 및 평가를 준비하는데 활용하는 것이 필요하다. 넷째, EU 발주처인 사업의 경우 아프리카, 동아시아지역의 해외건설 사업은 ESG 기준에 맞게 사업을 추진하도록 요청받고 있다. 따라서 장기적으로 해외사업은 지역별, 국가별 ESG 규제사항 및 영향 등에 관한 자료를 구축하여 해외건설 진출기업에게 정보를 제공하는 방안을 제안하였다.

• 문화기술의 융합
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• 제10권1호
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• pp.585-590
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• 2024

본 연구에서는 현재 도시철도 레일의 노후화로 인한 레일표면결함이 증가하고 있으나 국가에서 제정된 궤도성능평가에 관한 세부지침에서 레일표면손상을 기술자의 육안, 간단한 측정 도구로 점검을 수행하는 실정이다. 최근 궤도진단법 제정에 따라 대규모 예산이 투입되고 레일진단물량이 급증되고 있으나 노동집약적인 육안조사기법으로는 진단결과에 대한 신뢰성확보가 어려운 실정이다. 주기적인 선로순회작업 및 육안점검을 통해 레일표면의 결함을 발견하는 것은 매우 중요하다. 그러나 점검자의 주관적 판단에 의해 레일표면의 결함의 경중을 평가하는 것은 레일 내부의 손상을 예측하기에 상당한 제약이 따른다. 본 연구에서는 레일표면손상에 따른 레일내부 균열특성 관한 연구로서 현장측정에서는 레일표면 손상개소를 선정하여 다양한 손상유형의 시료를 채취하여 레일표면손상 상태를 평가하고 실내시험에서 전자주사현미경(SEM)을 이용하여 레일표면결함 및 내부결함의 상관관계를 분석하고자 한다. 또한 실내시험의 결과와 수치해석 결과를 비교를 통하여 레일표면손상을 분석하였다. 현재 공용중인 도시철도 레일의 균열성장율을 파악하고자 가우시안 확률밀도 함수를 적용하여 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4447-4464
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• 2023

This paper focuses on the development of a new computational model of the CNESTEN's TRIGA Mark II research reactor using the 3D continuous energy Monte-Carlo code TRIPOLI-4 (T4). This new model was developed to assess neutronic simulations and determine quantities of interest such as kinetic parameters of the reactor, control rods worth, power peaking factors and neutron flux distributions. This model is also a key tool used to accurately design new experiments in the TRIGA reactor, to analyze these experiments and to carry out sensitivity and uncertainty studies. The geometry and materials data, as part of the MCNP reference model, were used to build the T4 model. In this regard, the differences between the two models are mainly due to mathematical approaches of both codes. Indeed, the study presented in this article is divided into two parts: the first part deals with the development and the validation of the T4 model. The results obtained with the T4 model were compared to the existing MCNP reference model and to the experimental results from the Final Safety Analysis Report (FSAR). Different core configurations were investigated via simulations to test the computational model reliability in predicting the physical parameters of the reactor. As a fairly good agreement among the results was deduced, it seems reasonable to assume that the T4 model can accurately reproduce the MCNP calculated values. The second part of this study is devoted to the sensitivity and uncertainty (S/U) studies that were carried out to quantify the nuclear data uncertainty in the multiplication factor k_eff. For that purpose, the T4 model was used to calculate the sensitivity profiles of the k_eff to the nuclear data. The integrated-sensitivities were compared to the results obtained from the previous works that were carried out with MCNP and SCALE-6.2 simulation tools and differences of less than 5% were obtained for most of these quantities except for the C-graphite sensitivities. Moreover, the nuclear data uncertainties in the k_eff were derived using the COMAC-V2.1 covariance matrices library and the calculated sensitivities. The results have shown that the total nuclear data uncertainty in the k_eff is around 585 pcm using the COMAC-V2.1. This study also demonstrates that the contribution of zirconium isotopes to the nuclear data uncertainty in the k_eff is not negligible and should be taken into account when performing S/U analysis.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.803-811
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• 2024

Nuclear accidents such as Fukushima Daiichi have highlighted the potential of passive safety systems to replace or complement active safety systems as part of the overall prevention and/or mitigation strategies. In addition, passive systems are key features of Small Modular Reactors (SMRs), for which they are becoming almost unavoidable and are part of the basic design of many reactors available in today's nuclear market. Nevertheless, their potential to significantly increase the safety of nuclear power plants still needs to be strengthened, in particular the ability of computer codes to determine their performance and reliability in industrial applications and support the safety demonstration. The PASTELS project (September 2020-February 2024), funded by the European Commission "Euratom H2020" programme, is devoted to the study of passive systems relying on natural circulation. The project focuses on two types, namely the SAfety COndenser (SACO) for the evacuation of the core residual power and the Containment Wall Condenser (CWC) for the reduction of heat and pressure in the containment vessel in case of accident. A specific design for each of these systems is being investigated in the project. Firstly, a straight vertical pool type of SACO has been implemented on the Framatome's PKL loop at Erlangen. It represents a tube bundle type heat exchanger that transfers heat from the secondary circuit to the water pool in which it is immersed by condensing the vapour generated in the steam generator. Secondly, the project relies on the CWC installed on the PASI test loop at LUT University in Finland. This facility reproduces the thermal-hydraulic behaviour of a Passive Containment Cooling System (PCCS) mainly composed of a CWC, a heat exchanger in the containment vessel connected to a water tank at atmospheric pressure outside the vessel which represents the ultimate heat sink. Several activities are carried out within the framework of the project. Different tests are conducted on these integral test facilities to produce new and relevant experimental data allowing to better characterize the physical behaviours and the performances of these systems for various thermo-hydraulic conditions. These test programmes are simulated by different codes acting at different scales, mainly system and CFD codes. New "system/CFD" coupling approaches are also considered to evaluate their potential to benefit both from the accuracy of CFD in regions where local 3D effects are dominant and system codes whose computational speed, robustness and general level of physical validation are particularly appreciated in industrial studies. In parallel, the project includes the study of single and two-phase natural circulation loops through a bibliographical study and the simulations of the PERSEO and HERO-2 experimental facilities. After a synthetic presentation of the project and its objectives, this article provides the reader with findings related to the physical analysis of the test results obtained on the PKL and PASI installations as well an overall evaluation of the capability of the different numerical tools to simulate passive systems.