• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
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• pp.61-62
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.341.2-341
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.356.2-356
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• 1999

• 기록학연구
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• 제14호
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• pp.91-117
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• 2006

전자기록은 평가 시 가치 평가와 진본 여부 평가를 함께 수행해야 한다. 그간 기록의 가치 평가에 대해서는 여러 논의가 진행되어 왔지만 진본 평가에 대해서는 그러하지 못했다. 이 글에서는 진본 평가가 기록관리 각 과정의 어느 국면에서 필요하고 그 구체적인 방법은 무엇인가를 밝히고 있다. 대체로 입수단계에서는, 생산기관에서의 재생산 직후의 일치 검증, 수신된 전자기록의 품질 및 일치 검증, 입수기록패키지와 보존기록패키지의 일치 검증이 필요하다. 저장단계에서는 매체수록된 보존기록패키지의 일치 검증, 저장된 전자기록의 손상여부 검사와 복구가, 각종 처리의 단계에서는 관리기준값 변경 처리 후의 적절성 평가, 기록철 분류구조 변경 후의 평가, 마이그레이션 이후의 일치평가 및 기타 주기적 무결성 평가, 배부기록의 일치 평가 등이 요구된다. 이러한 진본 평가를 위해서는 일치검증평가, 내용적 동일성 확인 평가, 메타데이터 요소의 적절성 평가, 불법적 변경여부의 확인 평가, 물리적 상태평가 등의 방법이 적용되어야 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권3호
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• pp.357-364
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• 2022

The safety of a KTC-360 transport cask, a large-capacity pressurized heavy-water reactor transport cask that transports CANDU spent nuclear fuel discharged from the reactor after burning in a pressurized heavy-water reactor, must be demonstrated under the normal transport and accident conditions specified under transport cask regulations. To confirm the thermal integrity of this cask under normal transport and accident conditions, high-temperature and fire tests were performed using a one-third slice model of an actual KTC-360 cask. The results revealed that the surface temperature of the cask was 62℃, indicating that such casks must be transported separately. The highest temperature of the CANDU spent nuclear fuel was predicted to be lower than the melting temperature of Zircaloy-4, which was the sheath material used. Therefore, if normal operating conditions are applied, the thermal integrity of a KTC-360 cask can be maintained under normal transport conditions. The fire test revealed that the maximum temperatures of the structural materials, stainless steel, and carbon steel were 446℃ lower than the permitted maximum temperatures, proving the thermal integrity of the cask under fire accident conditions.

• 임상간호연구
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• 제15권3호
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• pp.49-59
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• 2009

Purpose: Examination was done of the effects on unplanned extubation, oral mucosa, and facial skin integrity in patients with oral intubation secured with a new method using Multifix Endo II. Methods: A prospective quasai-experimental design was used. Data were collected during a 3-week EICU admission period between Jun. 1 and Nov. 30. Two hundreds seventeen (conventional taping group: 105, Multifix Endo II group: 112) orally intubated adults were enrolled in the study at the EICU of the C University Hospital. Results: The incidence of unplanned extubation (${\chi}^2=11.580$, p=0.03) and scores for the facial skin integrity impairment of the Mutifix Endo II group (t=5.28, p=.000) were significantly lower than those of the conventional taping group even though the scores for oral mucosa impairment were not different. The nurse's evaluation of the clinical effectiveness of the two methods including convenience, comfort, safety, and satisfaction were also higher for the new securement method compared to the conventional taping group. Conclusion: The securement method using Mutifix Endo II was more effective than the conventional method in the prevention of unplanned extubation and maintenance facial skin integrity.

• 대한기계학회논문집A
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• 제40권9호
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• pp.775-782
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• 2016

본 연구에서는 한국원자력연구원이 개발 중인 소듐 열유동 종합효과 시험장치(STELLA-2)의 주요 배관 계통을 대상으로 고온 설계를 수행하고, 두 가지 설계기술기준에 따라 배관의 건전성 평가를 수행하였다. 배관 설계기술기준으로는 일반 압력배관에 관한 ASME B31.1과 프랑스의 원자력등급 배관 설계기술기준인 RCC-MRx RD-3600을 적용하였으며, 이들 기술기준의 보수성을 정량적으로 비교 및 분석하였다. STELLA-2 소듐시설에서는 모의 잔열제거계통(Model DHRS), 모의 중간열전달계통(Model IHTS) 및 펌프 모의계통(PSLS)에 배관이 설치되는데, 두 설계기술기준을 따라 이들 배관 계통에 대해 건전성 평가를 수행한 결과 설계 건전성이 확인되었으며, 설계 기술기준 간 비교분석 결과 유지하중에 대해서는 ASME B31.1이, 열하중에 대해서는 RCC-MRx RD-3600이 더 보수적인 것으로 평가되었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제35권1호
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• pp.61-67
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• 2015

최근 국내 증기발생기 Alloy 600HTMA 전열관의 관 지지판 부위 외면 축균열 결함의 생성이 지속적으로 증가하고 있다. 이로 인하여 증기발생기가 설계수명 이전에 조기 교체되었으며 또는 교체 예정이다. 전열관 외면 축균열은 건전성 관리에 가장 위협이 되는 요소이므로 정밀한 건전성 평가가 요구된다. 와전류검사(ECT, eddy currunt testing)는 주기적으로 수행되어 지며 이 결과는 건전성 평가 입력 자료로 활용된다. ECT 검사시스템의 신뢰성은 검사기술과 평가자 기량에 의존하며, NDE 시스템 성능을 보여주는 지수는 열화탐지와 크기 측정 오차이다. 본 연구에서는 국내 평가자 성능이 반영된 크기 측정 오차와 그리고 최적의 균열 크기 측정 방법을 제시하였다. 실험은 국내 각기 다른 5개 회사에서 10명의 평가자가 참여한 다자간 비교시험의 결과를 사용하여 이루어졌다. 실험 결과 분석은 파괴검사 결과값과 비파괴검사로 측정된 값의 상관관계를 회귀분석을 통하여 이루어졌다.

• 소비문화연구
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• 제15권4호
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• pp.101-121
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• 2012

본 연구는 기업의 사회적 책임활동이 기업에 대한 평가와 제품에 대한 평가에 영향을 미치는 효과를 살펴 보고 있으며, 나아가 이들 관계에서 신뢰의 매개효과를 고찰하고 있다. 기존 연구와 다르게 본 연구는 신뢰의 차원을 세 차원으로 구분하고, 기업의 사회적 책임활동의 네 차원이 각각의 신뢰차원에 미치는 차별적인 효과를 제시하고 있으며, 특히 기업의 사회적 책임활동이 신뢰형성에 영향을 미치는데 있어 한국 소비자와 중국 소비자 간의 인식차이가 다르게 나타나는지를 살펴보고 있다. 분석결과, 한국 소비자의 경우 기업의 경제적 책임활동은 정직성 신뢰, 전문성 신뢰, 호의성 신뢰에 모두에 긍정적인 영향을 미치는 것으로 나타났다. 그러나 중국 소비자들의 경우에는 경제적 책임활동이 전문성 신뢰와 호의성 신뢰에는 긍정적인 영향을 미쳤으나, 정직성 신뢰에는 유의한 영향을 미치지 않았다. 그리고 법률적 책임활동이 신뢰형성에 미치는 경로에서는 한국 소비자든 중국 소비자든 기업의 법률적 책임 활동은 정직성 신뢰와 전문성 신뢰에 모두 긍정적인 영향을 미치는 것으로 나타났다. 하지만, 한국 소비자들과 다르게 중국 소비자들의 경우, 법률적 책임활동이 호의성 신뢰에 긍정적인 영향을 미치지 않았다. 또한, 윤리적 책임활동이 신뢰형성에 미치는 경로에서는 한국 소비자들의 경우, 기업의 윤리적 책임활동이 정직성 신뢰, 전문성 신뢰, 호의성 신뢰 모두에 긍정적인 영향을 미치는 것으로 나타났으나, 중국 소비자들의 경우에는 기업의 윤리적 책임활동이 전문성 신뢰에는 긍정적인 영향을 미치지 않았다. 끝으로 기업의 자선적 책임활동이 소비자 신뢰형성에 영향을 미치는데 있어 한국 소비자와 중국 소비자 모두 기업의 자선활동 노력이 소비자들로 하여금 정직성 신뢰와 호의성 신뢰 모두를 유발하는 것으로 나타났으나, 두 집단 소비자 모두에게서 기업의 자선적 책임활동 노력이 전문성 신뢰에 유의한 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제30권4호
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• pp.420-427
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• 2006

The structural and leakage integrity of steam generator tubes should be sustained against all postulated loads even if a crack is present. During the past three decades, most of the efforts with respect to integrity evaluation of steam generator tubes have been focused on limit load solutions but, recently, the applicability of elastic-plastic fracture mechanics was examined cautiously due to its effectiveness. The purpose of this paper is to introduce a testing method to estimate fracture resistance characteristics of steam generator tubes with a through-wall crack. Due to limited thickness and diameter, inevitably, the steam generator tubes themselves were tested instead of standard specimen or alternative ones. Also, a series of three dimensional elastic-plastic finite element analyses were carried out to derive closed-form estimation equations with respect to J-integral and crack extension for direct current potential drop method. Since the effectiveness of $J_{IC}$ as well as J-R curves was proven through comparison with those of standard specimens taken from pipes, it is believed that the proposed scheme can be utilized as an efficient tool for integrity evaluation of cracked steam generator tubes.