최근, 레저활동 인구 및 산업의 비약적인 발전으로 인하여 소규모 부잔교 및 계류형 폰툰 플랫폼의 수요가 급증하고 있으며, 연안에서 주로 사용되는 구조물에 대한 설계 및 구조안전성 평가에 관련한 표준 규칙 및 상세 규칙에 대한 제정이 시급하다. 이러한 문제점들에 대한 기본적인 해결책으로 본 논문에서는 설계 시 참고할 수 있는 설계 기준을 제시하고, 설계안에 대한 구조안전성 평가 절차에 대해서도 소개한다. 본 연구논문에서는 전장 15 m 폰툰형 플랫폼의 구조설계 과정 및 유한요소해석을 통한 구조 안전성을 검토하였다. 일반적인 10 m 이하 플랫폼의 경우, 간략한 구조계산서만으로도 검토가 가능하나, 10 m 이상의 플랫폼의 경우 상세 구조강도 검토가 뒷받침되어야만 기준에서 제시하는 안전성 확보를 위한 지침에 부합할 수 있다. 유한요소해석을 통하여 설계안에 대한 구조강도 검토를 수행하였으며, 그 안전성을 확인하였다. 추후 연구로서는 다양한 하중조건을 동시에 검토할 수 있는 시스템개발이다.
원자력발전소의 안전성분분석보고서(SAR) 작성시 이용되어온 USNRC의 RG 1.70을 참고로 하고, 신형 원자로와 관련된 최신의 규제 정보와 차세대 원자로의 설계 특성에 근거하여, 차세대 원자로 표준 설계용 SAR 작성 지침(안)을 개발하였다. 개발된 지침(안)은 RG 1.70에 비해 상당히 많은 추가적인 안전 설계 정보를 제시하도록 구성하였으므로, 이 지침을 표준 설계에 대한 안전성 심사에 이용할 때 효율적이고 일관성 있는 안전성 판단을 할 수 있고, 이에 근거하여 향후 통합 허가(COL)용 SAR 작성 지침을 쉽게 개발할 수 있을 것으로 기대된다. 또한 일부 산업 기술 기준의 준용을 제외하고는 국산화를 실현함으로써 우리 고유의 지침 역할을 할 수 있게 되었다. 본 연구를 통해 개발된 지침(안)의 객관성과 일관성을 보장하기 위하여 향후전문가 검토가 수행될 예정이며, 검토 의견을 반영하여 내용을 보완한 후 차세대 원자로 표준 설계의 인$\cdot$허가 심사에 활용될 예정이다.
일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기안에 모두 포함하고 있고, 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리형원자로에 비해 구조특성상 대용량 원자로 냉각재 상실사고(LBLOCA)의 발생 가능성을 원천적으로 제거할 수 있다. 반면 원자로 냉각재의 보충 등을 위한 소형 배관의 파단 가능성은 역시 존재하므로 소용량 원자로 냉각재 상실 사고(SBLOCA)는 여전히 존재한다. 따라서 현재 한국원자력연구소에서 연구 개발중인 중소규모 전력생산 및 열 활용 목적의 일체형 원자로에는, 원자로 압력용기 외부에 별도의 압력용기(안전용기)를 설치하여 SBLOCA시 원자로 압력용기로부터 방출되는 냉각수를 안전 용기내에 보관하도록 함으로써 사고시 외부로의 방사성 물질 유출 가능성을 획기적으로 줄 일수 있는 설계 개념을 도입하고 있다. 본 논문에서는 안전용기의 설계시 효율적인 냉각방식에 대한 열유체 해석적 접근을 시도하였고, 예비개념설계된 일체형 열병합원자로의 설계상의 특징들 및 안전용기 설계시 앞으로의 연구방향 등도 간략히 소개하였다.
국내에서는 유역의 설계홍수량을 결정하기 위해 강우-유출 사상에 의해 유도된 대표단위도를 활용하는 방식이 일반적으로 채택되고 있으나, 유역의 실측 호우사상이 부족한 경우 대표단위도의 신뢰성은 종종 논쟁의 여지를 갖게 된다. 이는 제한된 수의 자료를 활용하여 도출된 매개변수의 평균이나 최대/최소값으로 채택되는 대표단위도를 통해 산정되는 설계홍수량이 왜곡될 수 있는 가능성에 기인하는 것이다. 따라서 매개변수 산정 및 검정에 활용되는 사상의 수와 질이 설계홍수량 산정에 미치는 영향을 파악하는 것이 필수적이다. 본 연구에서는 가용한 호우사상의 수가 제한된 유역의 경우 Clark 단위도의 매개변수 도출에 대한 불확실성 분석을 수행하였다. 대상유역은 비교적 다량의 실측 호우사상을 갖는 국내 중규모 댐 유역으로 선정하였으며, 호우사상 모집단의 수가 N개일 때 단위도 유도에 활용되는 사상을 2개부터 N-1개까지 증가시켜 가며 분석대상이 되는 호우사상이 무작위로 선정될 경우를 가정하였다. 불확실성 분석을 수행하기 위하여 Monte Carlo Simulation을 각 호우사상 수별로 100회씩 적용하였으며, 이 때 확률변수는 등분포함수를 따르는 것으로 가정하여 각 호우사상이 선정될 가능성을 동일하게 부여하였다. 이러한 과정을 통해 선정된 호우사상별 매개변수들 중 도달시간과 저류상수의 평균값과 최소값을 대표단위도(평균, 최대)의 매개변수로 각각 채택하여 설계홍수량을 도출하였다. 그 결과 선정된 호우사상의 양과 질에 관계없이 호우사상 수가 증가함에 따라 채택되는 대표단위도의 매개변수가 안정되는 경향을 보였으며, 설계수문곡선의 첨두홍수량 분포는 음으로 왜곡되는 경향을 나타내어 설계홍수량이 과소산정될 가능성이 감소하는 결과를 보였다. 즉, 대상유역의 분석 대상 호우사상 수가 증가하면 대표단위도 매개변수 및 설계홍수량 산정결과가 안정되는 경향을 보이므로 설계홍수량 산정의 신뢰성을 향상 시킬 수 있을 것이며, 이는 향후 설계홍수량 산정 및 평가를 수행하는 기술자들의 판단도구로 활용될 수 있을 것으로 판단된다.
건설안전사고 발생을 근본적으로 축소하기 위해 설계단계 설계안전성 검토를 도입해 시행하고 있다. 따라서 본 연구에서 안전을 고려한 설계를 위해 선정된 공법이 안전사고를 줄일 수 있으나 공기와 공사비에 미치는 영향을 검토하여 여러 측면의 효과를 확인하고자 하였다. 추락재해 요인을 내포하고 있는 건물외벽 마감재 바탕 구조물 시공공법을 안전을 고려해 선정한 후 공기와 공사비 측면에서 비교분석하였다. 그 결과 안전뿐만 아니라 공기나 공사비 측면에서도 효과가 있는 것으로 나타났다. 따라서 설계단계 설계안전성 검토에 의해 선정된 공법이 프로젝트 전체에 긍정적인 영향을 미칠 것으로 사료된다.
국내 건설재해는 타 산업에 비하여 높은 수준이며, 안전관리활동도 시공단계에 국한되어 수행되고 있다. 하지만 일부 선진국에서는 건설현장 작업자들의 안전을 위해 안전관리활동을 사업초기부터 수행하여 재해발생의 소지를 사전에 회피, 차단 최소화하는 Safety Through Design에 관한 연구가 진행되고 있다. 이들 연구는 주로 발주자, 설계자의 안전책임과 역할에 초점을 두고 있다. 우리의 경우에도 국내 건설환경에 적합한 발주자, 설계자의 안전책임과 역할을 도출하고, 이를 근거로 사전예방적인 안전관리체계의 구축이 절실히 필요한 실정이다. 따라서 국내 건설사업의 효율적 안전관리를 위한 발주자, 설계자의 안전책임과 역할을 문헌연구와 설문조사에 근거하여 제시하였다.
Ⅰ. 레저용 쌍동선 선박의 초기 개략도와 설계 1. 서언 2. 레저선박 모덱개발의 단계 3. 초기 설계시 고려사항 4. 선형개발 5. 갑판설계 Ⅱ. 레저용 쌍동선의 Mould Plug 제작과정 및 제품 생산 과정 Ⅲ. 타국의 레저용 쌍동선의 승인 및 등록 절차와 방법 및 관리체계 Ⅳ. 레저용 쌍동선의 구조 및 구조설계 Ⅴ. 레저용 쌍동선의 인테리어 및 인테리어 설계 Ⅵ. 레저용 쌍동선의 전기장치와 가관장치 Ⅶ. 레저용 쌍동선의 안전설비 및 설치요령 Ⅷ. 레저용 쌍동선과 연계되는 사업 Ⅸ. 세계 유명 Boat Show의 소개와 레저 선박산업의 현재 Ⅹ. 한국 레저선박산업의 현실과 대응
본 연구는 안전체험관 특히 재난 재해 체험시설에 방문한 관람객들의 흥미유발과 적극적인 참여를 유도하기 위하여 도입되는 상호작용 체험 시스템의 설계에 대한 것이다. 설계된 안전 체험 시스템은 첫째, 관람객들에게 개별적으로 제공된 단말기의 체험관 내 위치정보와 체험 기기들의 동작감지센서정보를 기반으로 체험 여부 판단 및 체험 점수를 자동으로 산출하는 증강현실 서비스와 둘째, 체험관 내 긴급 호출 등의 안심 서비스를 제공한다. 설계된 시스템의 구현을 통하여 향후 안전테마파크 외에도 체험시설이 구비된 교통 및 과학 전시관, 체감형 게임센터 등에도 충분히 적용가능하다고 사료된다.
원자력 압력용기의 소성변형에 의한 파괴의 방지를 위한 설계개념의 요체는 압력용기에 발생하는 응력을 하중형태와 중요도에 따라 분류하고, 분류된 각각의 응력범주에 대해서 극한설계의 개 념에 의한 붕괴하중에 안전계수를 도입한 것이다. 원자력 압력용기에 적용된 안전계수는 재료의 인장가동에 대해서 3이다. 이것은 일반용 압력용기에 대한 안전계수 4보다 적은 값이나, 원자력 압력용기의 소성변형에 의한 파괴방지를 위하여 이미 모든 작용하중에 대하여 응력해석을 수행 하였고 그 결과를 평가한 것이기 때문에 안전계수는 낮더라도 더 안전하다고 할 수 있다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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