최근 어린이 통학버스 사용이 증가함에 따라 통학버스 운전자 및 동승 보호자의 과실로 인한 사고도 큰 폭으로 증가하고 있다. 정부에서는 이를 방지하기 위한 다양한 정책들을 내놓고 있다. 이에 우리는 어린이 통학버스 사고 방지 및 안전 관리를 위한 시스템을 제안한다. 이 시스템을 이용하면 버스 운전자는 각 좌석별 어린이의 착석 여부와 안전벨트 사용 여부를 동시에 쉽게 확인할 수 있으므로 운전 중에도 어린이들의 상태에 따라 빠르게 대처 할 수 있다. 카메라로 찍히는 이미지를 실시간 분석하여 얼굴을 인식하는 기능이 있어서, 어린이들은 각자의 키에 맞게 길이가 자동 조절된 안전벨트를 사용할 수 있다. 따라서 교통사고 발생 시 발생 가능한 2차 상해를 방지할 수 있다. 또한 어린이들이 버스에서 내린 것을 확인하기 위한 슬리핑 차일드 체크 시스템과 실시간으로 어린이의 위치를 부모에게 알려주기 위한 문자 서비스도 제공된다. 라즈베리파이를 기반으로 하여 모터, 카메라, 압력센서, 블루투스 모듈 등을 이용하여 구현되었다. 이것을 버스 모형에 부착하여 일련의 기능들이 정확하게 동작함을 확인하였다.
국내카지노산업은 60년대부터 국내경제의 고도성장과 더불어 양적, 질적으로 폭발적인 성장을 보이고 있지만 카지노산업의 특성을 반영하여 위기관리전략을 수립할 수 있는 가이드라인을 제시하는 연구는 현재까지 거의 진행되지 않았다. 따라서 본 연구에서는 위기관리에 대한 국 내외 학자들의 이론과 선행연구를 분석하여 학자들이 제시하고 있는 위기의 개념과 분류기준을 통해서 카지노기업의 특성에 적합한 안전관리 위기유형을 도출하고 위기관리요인을 환경적, 인력적, 시설적 차원으로 분류하였으며 식별된 세부 위기관리요인 들이 안전관리조직의 조직분위기와 업무성과에 미치는 영향관계를 분석하였다. SPSS 18.0을 활용한 인구통계학적 분석과 PLS 3.0을 이용한 경로모형분석으로 위기관리 요인이 매개변수인 조직분위기를 통해 안전관리조직 업무성과에 영향을 미치는 관계를 규명하는 탐색적 연구를 진행함으로써 카지노기업의 특성을 반영한 위기관리전략을 수립할 때 우선순위를 고려할 수 있는 이론적 근거를 제시하였다. 또한 카지노기업의 특성에 적합한 위기요인식별, 위기관리요인과 안전관리조직 업무성과 사이의 관계 규명 등을 통해 이론적 시사점과, 안전관리실무에 적용함으로써 얻을 수 있는 실무적 시사점을 제시하였다.
Background: Nuclear reactors produce a great number of antielectron neutrinos mainly from beta-decay chains of fission products. Such neutrinos have energies mostly in MeV range. We are interested in neutrinos in a region of keV, since they may take part in special weak interactions. We calculate reactor antineutrino spectra especially in the low energy region. In this work we present neutrino spectrum from a typical pressurized water reactor (PWR) reactor core. Materials and Methods: To calculate neutrino spectra, we need information about all generated nuclides that emit neutrinos. They are mainly fission fragments, reaction products and trans-uranium nuclides that undergo negative beta decay. Information in relation to trans-uranium nuclide compositions and its evolution in time (burn-up process) were provided by a reactor code MVP-BURN. We used typical PWR parameter input for MVP-BURN code and assumed the reactor to be operated continuously for 1 year (12 months) in a steady thermal power (3.4 GWth). The PWR has three fuel compositions of 2.0, 3.5 and 4.1 wt% $^{235}U$ contents. For preliminary calculation we adopted a standard burn-up chain model provided by MVP-BURN. The chain model treated 21 heavy nuclides and 50 fission products. The MVB-BURN code utilized JENDL 3.3 as nuclear data library. Results and Discussion: We confirm that the antielectron neutrino flux in the low energy region increases with burn-up of nuclear fuel. The antielectron-neutrino spectrum in low energy region is influenced by beta emitter nuclides with low Q value in beta decay (e.g. $^{241}Pu$) which is influenced by burp-up level: Low energy antielectron-neutrino spectra or emission rates increase when beta emitters with low Q value in beta decay accumulate Conclusion: Our result shows the flux of low energy reactor neutrinos increases with burn-up of nuclear fuel.
Objectives : This work aimed to review clinical trial trend of Korean medicine's face rejuvenation and suggest future trial using embedded needle(Maesun) based on Evidence-based medicine's PICO Model. Methods : 46 papers were searched from Oasis and DBPia, then 8 papers were engaged in review of clinical trial trend. Based on PICO model, clinical trial's patient, intervention, and outcome measurement were suggested. Results : Evidence level of clinical trials is relatively low, because their study designs are almost case report or case series. No study have comparison groups. Outcome measurement is varied, however, 3D face scanner were used to measure before-after changes of face. Based on review, we suggested that necessity of intervention standardization, measuring of normal control group and 2D/3D combined outcome measurement of face. Conclusions : There are many demands for revealing efficacy and safety of Korean medicine's intervention, also for face rejuvenation using embedded needle. For meeting the level of demands, more rigorous works are needed.
최근 양자 컴퓨터의 개발이 가속화되면서 기존 인터넷 환경에서 사용되고 있는 인수분해 및 이산대수 기반의 전자서명 기법들의 안전성에 대한 문제가 제기되고 있다. 이에 대응하기 위해 미국 국립표준기술연구원(NIST)의 표준화 작업을 비롯하여 양자 컴퓨팅 환경에서 안전한 여러 가지 전자서명 기법들이 제시되고 있다. 본 논문에서는 2018년 Behnia 등이 CCS 컨퍼런스에서 발표한 TACHYON 전자서명 기법을 이용한 다중 서명 기법을 설계하여 제시하고, 안전성을 증명하고자 한다. 다중 서명 기법은 최근 많은 관심을 받고 있는 암호화폐 분야에서 전자지갑의 개인키 의존도를 분산하여 보다 안전한 전자지갑 시스템을 구성할 수 있는 핵심 기술로, 최근 많은 연구자들과 개발자들이 관심을 갖고 있는 전자서명 응용 분야이다. 본 논문에서 제시하는 다중 서명 기법은 일반 공개키 모델(plain public key model)에서 공개키 결합(public key aggregation)이 가능한 기법으로, 부가적인 영지식 증명(zero-knowledge proof) 기법이 필요하지 않으며, 결합 된 단일 공개키만으로 효율적인 시스템을 구성할 수 있는 기법이다.
최근 국내 건설산업에는 생산성 저하, 기능 인력 유입 부족, 품질 저하, 안전사고 증대 우려 등 다양한 문제점들이 나타남에 따라, 이를 해결하기 위한 대안으로 Off-Site Construction (OSC)이 주목을 받고 있다. 그에 따라, 건설 프로젝트의 주체들은 기존의 현장 타설 공법뿐만 아니라, OSC의 도입 또한 하나의 대안으로 고려를 하고 있다. OSC의 도입은 초기 단계에서의 의사결정이 매우 중요함에도 불구하고, 합리적인 의사 결정을 위한 방법론이 부족한 실정이다. 본 연구에서는 프로젝트 특성을 도출하여 그에 대한 공사 난이도 지수를 선정하고 각 공법별 cost model을 개발하여 표준 공사비를 산정하여 최종 공사비 점수를 도출하는 의사 결정 시스템을 개발하였다. 본 연구에서 개발한 의사 결정 시스템을 활용하여 초기 단계에서 OSC 공법의 효율적인 도입을 위한 의사 결정을 할 수 있을 것으로 기대한다.
동결융해과정이 지속적으로 반복되면서 발생되는 응력이력현상으로 인해 암반내의 피로현상이 누적되면서 암반내 누적 변위가 증가할 뿐 아니라 강도 역시 지속적으로 감소된다. 동결융해로 인한 응력의 hysteresis 현상은 대기온도의 영향에 의한 것으로, 일반적으로 점탄성 거동을 하게 된다. 그러므로, 이상물체를 이용한 암반해석을 위해, 일반적으로 점탄성 거동해석에 사용되는 Kelvin 모델을 적용할 수 있다. 또한 다공질암의 동결융해에 따른 열화 과정을 정량적으로 파악하기 위한 새로운 지표를 설정하고자 동결-융해 실험을 실시하였다. 본 연구에서는 다공성 응회암을 이용 동결-융해 실험을 실시 암석의 열화과정의 분석을 시도하였다. 실내실험 결과, 공극률의 변화를 정량화하여 열화특성을 설명하였다. 탄성계수 및 일축압축강도 등 암석의 물성변화를 공극률을 이용 열화 특성 함수로써 표현하였다.
Health monitoring of civil infrastructures, in particular, old bridges that are still in service, has become more than necessary, given the risk that a possible degradation or failure of these infrastructures can induce on the safety of users in addition to the resulting commercial and economic impact. Bridge integrity assessment has attracted significant research efforts over the past forty years with the aim of developing new damage identification methods applicable to real structures. The bridge of Ouled Mimoun (Tlemcen, Algeria) is one of the oldest railway structure in the country. It was built in 1889. This bridge, which is too low with respect to the level of the road, has suffered multiple shocks from various machines that caused considerable damage to its central part. The present work aims to analyze the stability of this bridge by identifying damages and evaluating the damage rate in different parts of the structure on the basis of a finite element model. The applied method is based on an inverse analysis of the normal stress responses that were calculated from the corresponding recorded strains, during the passage of a real train, by means of a set of strain gauges placed on certain elements of the bridge. The results obtained from the inverse analysis made it possible to successfully locate areas that were really damaged and to estimate the damage rate. These results were also used to detect an excessive rigidity in certain elements due to the presence of plates, which were neglected in the numerical reference model. In the case of the continuous bridge monitoring, this developed method will be a very powerful tool as a smart health monitoring system, allowing engineers to take in time decisions in the event of bridge damage.
Successive wetting and drying cycles of concrete due to weather changes can endanger the safety of engineering structures over time. Considering wetting and drying cycles in concrete tests can lead to a more correct and reliable design of engineering structures. This study aims to provide a model that can be used to estimate the resistance properties of concrete under different wetting and drying cycles. Complex sample preparation methods, the necessity for highly accurate and sensitive instruments, early sample failure, and brittle samples all contribute to the difficulty of measuring the strength of concrete in the laboratory. To address these problems, in this study, the potential ability of six machine learning techniques, including ANN, SVM, RF, KNN, XGBoost, and NB, to predict the concrete's tensile strength was investigated by applying 240 datasets obtained using the Brazilian test (80% for training and 20% for test). In conducting the test, the effect of additives such as glass and polypropylene, as well as the effect of wetting and drying cycles on the tensile strength of concrete, was investigated. Finally, the statistical analysis results revealed that the XGBoost model was the most robust one with R2 = 0.9155, mean absolute error (MAE) = 0.1080 Mpa, and variance accounted for (VAF) = 91.54% to predict the concrete tensile strength. This work's significance is that it allows civil engineers to accurately estimate the tensile strength of different types of concrete. In this way, the high time and cost required for the laboratory tests can be eliminated.
Tomasz Kwiatkowski;Michal Jedrzejczyk;Afaque Shams
Nuclear Engineering and Technology
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제56권4호
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pp.1310-1319
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2024
The reactor cavity cooling system (RCCS) is a passive reactor safety system commonly present in the designs of High-Temperature Gas-cooled Reactors (HTGR) that removes heat from the reactor pressure vessel by means of natural convection and radiation. It is one of the factors responsible for ensuring that the reactor does not melt down under any plausible accident scenario. For the simulation of accident scenarios, which are transient phenomena unfolding over a span of up to several days, intermediate fidelity methods and system codes must be employed to limit the models' execution time. These models can quantify radiation heat transfer well, but heat transfer caused by natural convection must be quantified with the use of correlations for the heat transfer coefficient. It is difficult to obtain reliable correlations for HTGR RCCS heat transfer coefficients experimentally due to such a system's size. They could, however, be obtained from high-fidelity steady-state simulations of RCCSs. The Rayleigh number in RCCSs is too high for using a Direct Numerical Simulation (DNS) technique; thus, a Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) approach must be employed. There are many RANS models, each performing best under different geometry and fluid flow conditions. To find the most suitable one for simulating an RCCS, the RANS models need to be validated. This work benchmarks various RANS models against three experiments performed on the HTTR RCCS Mockup by the Japanese Atomic Energy Agency (JAEA) in 1993. This facility is a 1/6 scale model of a vessel cooling system (VCS) for the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR), which is operated by JAEA. Multiple RANS models were evaluated on a simplified 2d-axisymmetric geometry. They were found to reproduce the experimental temperature profiles with errors of up to 22% for the lowest temperature benchmark and 15% for the higher temperature benchmarks. The results highlight that the pragmatic turbulence models need to be validated for high Rayleigh natural convection-driven flows and improved accordingly, more publicly available experimental data of RCCS resembling experiments is needed and indicate that a 2d-axisymmetric geometry approximation is likely insufficient to capture all the relevant phenomena in RCCS simulations.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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