• 대한조선학회논문집
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• 제28권2호
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• pp.159-173
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• 1991

본 논문에서는 양력판 이론을 사용하여 2차원 수중익에 발생한 비 대칭 초월 공동 문제를 포텐셜을 기저로하여 수치 해석하였다. 수중익과 공동 표면에 법선 다이폴을 분포하고 공동 표면에는 공동 형상을 찾기위하여 쏘오스를 분포하였다. 수중익 표면에서의 운동학적 경계조건은 수중익 내부에서의 전체 포텐셜이 0이라는 조건으로 대치하였고 공동 표면에서의 역학적 경계조건은 공동 표면에서의 접선 방향 속도가 일정하다는 조건으로 표현되었다. 표면에 특이 함수를 분포하여 포텐셜을 기저로하여 공동 문제를 해석하였기 때문에 압력 분포에 대하여, 특히 수중익의 앞날 근처에서는 양력면 이론에 의한 결과보다 더욱 향상된 정도의 결과를 얻었다. 본 이론은 먼저 주어진 공동 길이에 대하여 그에 상응하는 공동 형상 및 공동수를 구하였다. 좀더 좋은 결과를 얻기 위하여 새로이 계산된 공동 표면과 수중익 표면에 또 다시 특이 함수를 분포하여 그곳에서 경계 조건을 만족시킴으로써 새로운 공동 형상 및 공동수를 구하는 반복 계산을 수행하였다. 본 이론에 의한 계산 결과의 검증을 위하여 폭 넓은 수렴성 시험을 수행하였으며 특히, Geurst의 선형 이론에 의한 해석해 및 Wu의 비 선형 이론에 의한 해석해, 그리고 Acosta, Parkin, Meijer, Silberman, Waid의 실험 결과와 비교한 결과, 본 이론의 효용성을 입증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권1호
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• pp.54-70
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• 2017

The accumulator is a passive safety injection device for emergency core cooling systems. As an important safety feature for providing a high-speed injection flow to the core by compressed nitrogen gas pressure during a loss-of-coolant accident (LOCA), the accumulator injects its precharged nitrogen into the system after its coolant has been emptied. Attention has been drawn to the possible negative effects caused by such a nitrogen injection in passive safety nuclear power plants. Although some experimental work on the nitrogen injection has been done, there have been no comparative tests in which the effects on the system responses and the core safety have been clearly assessed. In this study, a new thermal hydraulic integral test facility-the advanced core-cooling mechanism experiment (ACME)-was designed and constructed to support the CAP1400 safety review. The ACME test facility was used to study the nitrogen injection effects on the system responses to the small break loss-of-coolant accident LOCA (SBLOCA) transient. Two comparison test groups-a 2-inch cold leg break and a double-ended direct-vessel-injection (DEDVI) line break-were conducted. Each group consists of a nitrogen injection test and a nitrogen isolation comparison test with the same break conditions. To assess the nitrogen injection effects, the experimental data that are representative of the system responses and the core safety were compared and analyzed. The results of the comparison show that the effects of nitrogen injection on system responses and core safety are significantly different between the 2-inch and DEDVI breaks. The mechanisms of the different effects on the transient were also investigated. The amount of nitrogen injected, along with its heat absorption, was likewise evaluated in order to assess its effect on the system depressurization process. The results of the comparison and analyses in this study are important for recognizing and understanding the potential negative effects on the passive core cooling performance caused by nitrogen injection during the SBLOCA transient.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권3호
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• pp.356-367
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• 2018

A series of tests dedicated to station blackout (SBO) accident scenarios have been recently performed at the $Prim{\ddot{a}}rkreislauf-Versuchsanlage$ (primary coolant loop test facility; PKL) facility in the framework of the OECD/NEA PKL-3 project. These investigations address current safety issues related to beyond design basis accident transients with significant core heat up. This work presents a detailed analysis using the best estimate thermal-hydraulic code TRACE (v5.0 Patch4) of different SBO scenarios conducted at the PKL facility; failures of high- and low-pressure safety injection systems together with steam generator (SG) feedwater supply are considered, thus calling for adequate accident management actions and timely implementation of alternative emergency cooling procedures to prevent core meltdown. The presented analysis evaluates the capability of the applied TRACE model of the PKL facility to correctly capture the sequences of events in the different SBO scenarios, namely the SBO tests H2.1, H2.2 run 1 and H2.2 run 2, including symmetric or asymmetric secondary side depressurization, primary side depressurization, accumulator (ACC) injection in the cold legs and secondary side feeding with mobile pump and/or primary side emergency core coolant injection from the fuel pool cooling pump. This study is focused specifically on the prediction of the core exit temperature, which drives the execution of the most relevant accident management actions. This work presents, in particular, the key improvements made to the TRACE model that helped to improve the code predictions, including the modeling of dynamical heat losses, the nodalization of SGs' heat exchanger tubes and the ACCs. Another relevant aspect of this work is to evaluate how well the model simulations of the three different scenarios qualitatively and quantitatively capture the trends and results exhibited by the actual experiments. For instance, how the number of SGs considered for secondary side depressurization affects the heat transfer from primary side; how the discharge capacity of the pressurizer relief valve affects the dynamics of the transient; how ACC initial pressure and nitrogen release affect the grace time between ACC injection and subsequent core heat up; and how well the alternative feeding modes of the secondary and/or primary side with mobile injection pumps affect core quenching and ensure stable long-term core cooling under controlled boiling conditions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3367-3378
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• 2021

The design phase and safety assessment of Generation IV liquid metal-cooled fast reactors calls for the improvement of fuel pin performance codes, in particular the enhancement of their predictive capabilities towards uranium-plutonium mixed oxide fuels and stainless-steel cladding under irradiation in fast reactor environments. To this end, the current capabilities of fuel performance codes must be critically assessed against experimental data from available irradiation experiments. This work is devoted to the assessment of three European fuel performance codes, namely GERMINAL, MACROS and TRANSURANUS, against the irradiation of two fuel pins selected from the SUPERFACT-1 experimental campaign. The pins are characterized by a low enrichment (~ 2 wt.%) of minor actinides (neptunium and americium) in the fuel, and by plutonium content and cladding material in line with design choices envisaged for liquid metal-cooled Generation IV reactor fuels. The predictions of the codes are compared to several experimental measurements, allowing the identification of the current code capabilities in predicting fuel restructuring, cladding deformation, redistribution of actinides and volatile fission products. The integral assessment against experimental data is complemented by a code-to-code benchmark focused on the evolution of quantities of engineering interest over time. The benchmark analysis points out the differences in the code predictions of fuel central temperature, fuel-cladding gap width, cladding outer radius, pin internal pressure and fission gas release and suggests potential modelling development paths towards an improved description of the fuel pin behaviour in fast reactor irradiation conditions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.859-869
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• 1995

본 연구는 가압경수로의 부분충수 운전중 잔열제거기능 상실사고 해석시 신뢰성을 확보하기 위해 RELAP5/MOD3.1 코드로 관련 대형 실험을 모의 계산하여, 사고시 예상되는 주요 물리적 현상의 파악과 코드의 예측능력을 평가하는 것이다. 대상 실험으로 선택된 BETHSY Test 6.9a는 이 사고중 증기발생기가 작동하지 않고, 가압기 Manway를 개방한 상태 (Configuration)를 모의한 실험이다. 이 연구 결과는 실제 원전 사고시 예상되는 중요 현상 뿐 아니라, 이에 영향을 미치는 민감한 인자를 파악하여 사고 해석결과의 유효성을 판단하는 데 상당히 기여할 것으로 기대한다. 연구결과 RELAP5/MOD3.1 코드는 대체적으로 계통의 과도기 거동은 타당하게 예측하고 있지만, 모의계산에서 Time-Step이 아주 짧아 막대한 시간이 소요된다는 문제점이 발견되었다. 그 외에도 노심팽창수위 (swollen level)를 과대평가하여 가압기의 수위 및 계통의 압력을 높게 계산하였다. 이로 인해 가압기를 통한 방출량도 과대계산하여 노심노출을 약 400초 빨리 예측하였다. 실험과 코드 예측결과를 종합할 때 가압기 Manway 만의 개방으로는 계통압력이 상승하고, 중력주입냉각수로는 노심수위 회복에 불충분하며, 결국 강제주입에 의해서 노심수위가 회복될 수 있음이 입증되었다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.1029-1036
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• 2024

Drawing on the deep experience and understanding of the principles of nuclear safety, as well as many years of nuclear power plant design and operation, the EDF led NUWARD SMR Project is developing a design for a Small Modular Reactor (SMR) of 340 MWe composed of two 170 MWe independent units, that will supplement the offering of high-output nuclear reactors, especially in response to specific needs such as replacement of fossil-fuelled power plants. NUWARD SMR is a mix of proven and innovative design features that will make it more commercially competitive, while integrating safety features that comply with the highest international standards. Following the principles of redundancy and diversity and rigorous application of Defence in Depth (DID), with an international view on nuclear safety licensing, the Project also incorporates new safety approaches into its design development. The NUWARD SMR Project has been in development for a number of years, it entered conceptual design formally in mid-2019 and entered Basic Design in 2023. The objective of the concept design phase was to confirm the project technological choices and to define the first design configuration of the NUWARD SMR product, to document it, in order to launch pre-licensing with the French Safety Authority (ASN) and to define its estimated cost and its subsequent development and construction schedules. As a delivery milestone the Safety Options file (called the Dossier d'Options de Sûreté (DOS)) has been submitted to ASN in July 2023 for their opinion. An integral part of the NUWARD SMR Project, is not only to deliver a design suitable for France and to satisfy French regulation, but to develop a product suitable and indeed desirable, for the international market, with a first focus in Europe. In order to achieve its objectives and realise its market potential, the NUWARD SMR Project needs to define and realise its safety approach within an international environment and that is the key subject of this paper. The following paper: • Summarises the foundation principles and technological background which underpin the design; • Contextualises the key design features with regard to the international safety regulatory framework with particular emphasis on innovative passive safety aspects; • Illustrates the Project activities in preparation for first licensing in France, and also a wider international view via the ASN led Joint Early Review of the NUWARD SMR design, including Finnish and Czech Republic regulators, recently joined by the Swedish, Polish and Dutch regulators; • Articulates the collaborative approach to design development from involvement with the Project partners (the Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA), Naval Group, TechnicAtome, Framatome and Tractebel) to the establishment of the International NUWARD Advisory Board (INAB), to gain greater international insight and advice; • Concludes with the focus on next steps into detailed design development, standardisation of the design and its simplification to enhance its commercial competitiveness in a context of further harmonisation of the nuclear safety and licensing requirements and aspirations.

• 한국해양학회지:바다
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• 제10권1호
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• pp.1-7
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• 2005

갯벌은 육상기원 유기물을 변환하거나 제거하는 정화능력을 갖고 있다고 여겨져 왔으며, 이러한 정화능이 갯벌을 보전해야 하는 매우 중요한 하나의 근거가 되어왔다. 그러나, 정화능의 정량화에 필수적인 갯벌에서의 유기물 생산과 분해에 관련된 저서 미세 생물에 대한 종합적인 생지화학적 연구는 그 필요성에도 불구하고 국내에서 전무한 상태이었다. 본 연구의 주 목적은 갯벌에서 물질의 순환을 주도하는 다양한 미세 생물에 의한 생지화학적 과정과 속도를 이해하며, 갯벌 미세생물이 갯벌의 유기물 및 영양염을 제거하는 과정에서 기여하는 정도를 추정하고자 함에 있었다. 연구지역으로는 비교적 자연 상태를 잘 보존하고 있는 강화도 갯벌과 유기물 오염이 심하게 진행되고 있는 인천 북항 갯벌을 선정하여, 두 환경의 생지화학적 과정들의 특성을 비교하고자 하였다. 본 연구진은 두 지역의 갯벌에서 박테리아의 유기물 분해에 관련된 주요 변수인 박테리아의 생산력 및 개체수, 효소 활동도, 탈질산화 속도 및 황산염 환원 속도, 그리고 유기물 생산과 관련된 일차생산력, 일차생산자의 생물량 및 군집구조를 측정하였다. 동시에 공극수 내 영양염의 수직 분포로부터 탈질산화 속도를 추정하고, 산소 미세전극을 이용한 일차생산 및 호흡율의 측정, 원생동물의 분포 및 섭식율 등 광범위한 조사를 3년에 걸쳐 실시하여, 각 과정의 주요 특징과 상호 작용들에 대하여 분석하였다. 이들 연구의 일부 결과들을 이번 호에 모아서 싣는다(나와 이, 2005; 목 등, 2005; 안, 2005; 양 등, 2005; 유와 최, 2005; 황과 조, 2005).변수로 동거가족이 2명인 경우를 기준으로 동거가족이 없거나 한명인 경우, 생활수준이 낮을수록 증상 경험이 많았다(p<0.05). 여자의 8가지 부위 중 어느 한군데라도 근골격계 증상을 경험한 유무는 신체비만지수, 주관적 건강상태, 주농사 유형에 따라 차이가 있었다. 즉, 신체비만지수가 높은 군에서, 주관적 건강상태가 나쁠수록, 주농사가 과수원이나 벼농사인 경우에 근골격계 증상 경험률이 높았다(p<0.05). 여자의 어느 한군데라도 근골격계 증상을 경험한 유무를 종속변수로 한 다중 로지스틱 회귀분석 결과, 신체비만지수가 높을수록, 주관적 건강상태가 허약 할수록 증상 경험이 많았고, 주농사가 축산인 경우가 벼농사인 경우보다 증상 경험이 적었다(p<0.05). 남자에 있어서, 근골격계 증상 경험자의 1년 중 증상 발생시기는 8군데 모두에서 농번기가 가장 높았고, 주 치료방법은 투약, 병의원 물리치료, 한방치료 등이었으며, 미치료율은 목부위를 제외하고는 30%가 넘어 높았는데, 엉덩이가 60.0%로 가장 높았다. 여자에 있어서 근골격계 증상 발생시기 역시 농번기가 가장 높았으며, 주 치료방법은 병의원 물리치료, 투약, 한방치료 등 이었다. 이상의 결과 대다수의 농민들이 근골격계 증상을 경험하고 있었으므로 근골격계 증상 경험 실태와 관련요인에 대한 체계적인 연구가 지속적으로 이루어져야 하겠다.-functional team)를 운영함으로써 동시적 엔지니어링(CE) 및 제품 및 공정 디자인의 개발이 제품 개발의 속도를 가속화하고 디자인 품질을 높이며 시장 성공을 보증할 수 있도록 해야 한다.임과 채팅은 긍정적인

• 한국응용곤충학회지
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• 제24권2호
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• pp.65-70
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• 1985

수도(水稻) 병해충(病害蟲)의 동시발생(同時發生) 피해(被害)에 관한 연구(硏究)를 위한 기초시험(基礎試驗)으로 벼멸구와 흰등멸구의 복합발생(複合發生)에 따른 서식처선호성(棲息處選好性)을 확인(確認)코저 감수성(感受性) 품종(品種)인 IR22와 저항성(抵抗性)인 IR36(분벽최성기(分蘗最盛期)부터 흰등멸구에도 저항성(抵抗性)임)을 공시(供試)하여 조사(調査)한 결과(結果) 벼품종별(品種別), 생육시기별(生育時期別) 및 발생밀도(發生密度)에 따라 다소(多少) 차이(差異)는 있으나 일반적(一般的)으로 흰등멸구는 대부분(大部分) 벼 윗부분(部分)에 서식(棲息)하였고 벼멸구는 아래부분(部分)에 서식(棲息)함을 알 수 있었다. 두 종(種)의 복합발생시(複合發生時)의 서식선호성(棲息選好性)은 상대종(相對種)의 발생(發生)에 영향(影響)을 받지 않았고 각각 일정(一定)한 서식처(棲息處)를 선호(選好)하는 경향(傾向)이었다. 벼멸구의 생태형(生態型) 2에 대(對)하여 반응(反應)이 다른 다섯가지 품종(品種)(IR22 및 TN1: 감수성(感受性), Triveni 및 ASD7: 중정도저항성(中程度抵抗性), IR42: 抵抗性)을 공시(供試)하여 문고병(紋枯病)과 벼멸구의 동시발생(同時發生)에 의한 피해(被害)를 조사(調査)한 결과(結果) 병해충(病害蟲)의 동시발생(同時發生) 피해(被害)는 병원균(病原菌)이 단독발생(單獨發生)했을 때 보다 문고병(紋枯病)의 발병(發病)을 현저(顯著)히 조장(助長)시켰으며 병증(病症)의 발현속도(發現速度)도 빨랐고 균계생장(菌系生長)도 왕성(旺盛)하여 감염기(感染器)(infection structure)의 형성(形成)도 풍부(豊富)하였다. 벼멸구의 생태형(生態型) 2에 대(對)한 품종(品種) 반응(反應)과는 상관없이 벼멸구와 문고병(紋枯病)과의 동시발생(同時發生)은 벼멸구 단독발생(單獨發生)에 비(比)하여 더 심한 고사현상(枯死現象)(hopperburn)을 일으켰다. 즉 문고병(紋枯病) 병원균(病原菌)과 벼멸구의 동시발생(同時發生)은 상승적(相乘的) 피해(被害)가 나타남을 확인(確認)하였다.

• Journal of Genetic Medicine
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• 제8권2호
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• pp.89-99
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• 2011

유전상담이 왜 국내 의료 현장에서는 필요한 의료서비스로 제공되고 잇지 않은 지에 대한 문제점과 해결책을 모색하고자 미국과 일본에서 유전상담이 필요한 유전 의료 서비스의 일환으로 정착되는 배경과 과정을 비교 고찰하였다. 동시에 국내 유전의료서비스의 현황과 유전상담 서비스 제공에 있어서 장애가 되는 요인들을 고찰하였다. 미국의 경우에는 1970년대 초에 산전 진단이 보편화되면서 유전상담의 수요가 늘게 되어 새로운 직종의 전문 유전상담사를 양성하게 되는 계기가 되었으며, 현재 29개의 양성과정의 교육을 통해서 3,000명에 가까운 전문유전상담사가 배출되어 임상유전 의료팀의 일원으로 임상유전학 전문의의 감독 하에 유전상담을 제공하고 있으며, 21세기 유전의료시대에 요구되는 생명유전정보관리를 위해서 유전상담의 필요성과 그 역할이 확대되고 있다. 일본에서는 정부주도하에 HGP 유전체 연구사업 이후 21세기 유전의료시대의 도래를 준비하는 밀레니엄 프로젝트 차원에서 <유전의료시스템의 구축과 운영> 및 <유전 카운슬링 체제의 구축>을 위한 대규모의 연구단을 구성하여 임상유전 전문의의 제도화와 본격적인 임상유전 전문 분야의 서비스가 의료기관에 개설되는 동시에 비의사를 위한 인정 유전카운슬러의 양성과 자격에 대한 연구를 거쳐서 2003년 7개의 대학원에서 유전상담사 양성 과정이 인정되어 2012년까지 110명의 유전카운슬러 배출을 목표로 현재 100명이 넘는 유전상담사가 인증되었다. 사회적 의료 수요에 부응하는 의학유전 유관학회와 교육기관의 전문가 그룹이 선도한 미국의 유전상담사 양성 프로그램과 정부 주도 하의 시대적 의료 변화에 부응하는 연구에 전문가들의 참여로 체계적인 유전상담 프로그램개발을 정착시킨 일본의 경우, 모두 비의사 유전상담사에 의한 유전상담 서비스에 대한 보험급여 등의 제도적인 보완 없이 선행되었다는 점은 우리에게 시사하는 점이 크다고 본다. 한국의료 현장에서 유전상담 서비스가 시도되지 않는 주 장애요소로는 유전상담에 대한 이해 부족과 무관심, 국내 의료 제도 하에서 의사의 진료 수가가 너무 낮아서 그 결과 외래에서 한 환자의 진료에 할애할 수 있는 시간은 10분을 초가 할 수 없는데, 유전상담 서비스는 장시간이 소요되기 때문이다(최소30분이상). 또한, 건강보험 급여제도에서 '유전상담'을 필요한 의료 행위로 인정하지 않고 있어서 아직 code 조차 생성되어 있지 않기 때문이다. 또한, 무엇보다도 근본적인 요인으로 유전상담 서비스를 제공할 수 있는 임상유전 전문의가 절대 부족하고, 최근까지도 국내 의과대학 교육 curriculum에 유전상담을 실제적으로 이해하고 습득할 기회가 없었기 때문에 일반 의료인에게는 유전상담에 대한 이해 부족과 무관심 등이 유전상담 서비스의 걸림돌로 파악되었다. 그러나, 대한의학유전학회에서 2007년 전문가들을 대상으로 실시한 유전상담과 전문 유전상담사 수요에 대한 전국 조사 연구에서 유전의료 현장과 연구 부분에서 유전상담과 전문 유전상담사가 매우 필요하다는 것이 확인되었다. 또한, 정부는 희귀난치성질환센터 Help Line의 유전질환 정보 제공을 통해서 유전상담을 받을 것을 권고하고 있지만, 실제로 의료 현장에서는 유전상담이 제공되고 있지 않기 때문에, 한국근육장애인협회, 저신장장애인협회, 코헴회등, 유전성환자들로 구성된 국내 자조회 등에서는 유전상담의 필요성을 제기하며, 서비스를 요구해오고 있다. 최근 한국희귀질환재단에서 유전성 희귀질환 환자와 가족들에게 유전상담 교육 강좌를 제공한 후 설문조사에 응한 283명의 81%가 이전에 유전상담에 대해서 접해 본 적이 없었고, 96%에서 유전상담이 희귀난치성질환 환자에게 도움이 될 것이라고 응답했다. 한편, 2009년 실시한 국내 실정에 맞는 유전상담사 양성을 위한 교육 프로그램과 교육기관의 인정 및 전문 자격 인증제도 수립에 대한 연구에서 관련 업무 전문 종사자 총 117명(의사52명, 전문 연구원30명, 간호대학 교수 26명 포함) 중 설문조사에 응한 88%가 대한의학유전학회에서 주관하고 유전상담위원회를 구성하여 교육 프로그램 개발과 인증제도를 구체화 할 것을 촉구하였다. 전문 인력의 양성을 위한 교육 수련 및 인증 프로그램을 개발하고 수행하는 것은 전문학회의 역할인 동시에 "사회적책임"이라고 생각한다. 새로운 분야(신기술)의 전문 임상 인력을 양성하는 데는 시간이 걸리기 때문에(유전상담사의경우, 2년의 대학원 과정과1년의clerkship, 임상수련과정 등으로 적어도 3년) 대한의학유전학회에서는 전문 유전상담사 양성을 위한 선 교육, 후 제도적 보완을 추진하는 것이 바람직한 방향이다. UNESCO에서는 이미 1995년 Report에서 유전상담은 유전자 검사의 보급이 증가하고 있는(21세기 유전의료시대) 의료현장에서 가장 빠르게 성장하고 있는 전문 분야로서 유전정보와 기법을 환자 진료에 연결하는 것을 돕는다고 하였다. 유전상담은 21세기 post-genome의 맞춤의료시대에서 그 역할과 적응범위가 확대되어가는 유전의료서비스의 일환이라는 것을 국내 의료계와 정부 의료 정책 부서에서 인지할 필요가 있다. 특히, 국내 저진료 수가의 의료정책 제도 하에서는 의사가 환자를 위해 충분한 진료시간을 확보하기 힘든데, 비의사전문유전상담사를유전의료팀의일원으로 유전상담에 참여하게 함으로써 환자와 가족들에게 정확한 유전정보에 대한 충분한 이해를 통해서 맞춤 유전 의료 서비스를 원활하고 효율적으로 제공하는데 도움이 될 것이다. 이를 위해서는 국내에서도 종합적인 유전의료 서비스의 구축 사업의 일환으로 유전상담 서비스 공급을 위한 전문 인력(유전상담사포함) 수급에 대한 지원 사업과 유전상담에 대한 건강보험 급여 인정 등 제도적인 뒷받침이 필요하다.