Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has operated an integral effect test facility, the Advanced Thermal-Hydraulic Test Loop for Accident Simulation (ATLAS), with reference to the APR1400 (Advanced Power Reactor 1400) for tests for transient and design basis accidents simulation. A test for a loss of coolant accident (LOCA) at the top of the reactor pressure vessel (RPV) had been conducted at ATLAS to address the impact of the loss of safety injections (LSI) and to evaluate accident management (AM) actions during the postulated accident. The experimental data has been utilized to validate system analysis codes within a framework of the domestic standard problem program organized by KAERI in collaboration with Korea Institute of Nuclear Safety. In this study, the test has been analyzed by using thermal-hydraulic system analysis codes, MARS-KS 1.5 and TRACE 5.0 Patch 6, and a comparative analysis with experimental and calculation results has been performed. The main objective of this study is the investigation of the thermal-hydraulic phenomena during a small break LOCA at the RPV upper head with the LSI as well as the predictability of the system analysis codes after the AM actions during the test. The results from both codes reveal that overall physical behaviors during the accident are predicted by the codes, appropriately, including the excursion of the peak cladding temperature because of the LSI. It is also confirmed that the core integrity is maintained with the proposed AM action. Considering the break location, a sensitivity analysis for the nodalization of the upper head has been conducted. The sensitivity analysis indicates that the nodalization gave a significant impact on the analysis result. The result emphasizes the importance of the nodalization which should be performed with a consideration of the physical phenomena occurs during the transient.
An integrated R&D program is being conducted to study, qualify, and in some cases, develop materials with required properties for the reactor systems being developed as part the U.S. Department of Energy's Generation IV Reactor Program. The goal of the program is to ensure that the materials research and development (R&D) needed to support Gen IV applications will comprise a comprehensive and integrated effort to identify and provide the materials data and its interpretation needed for the design and construction of the selected advanced reactor concepts. The major materials issues for the five primary systems that have been considered within the U.S. Gen IV Reactor Program-very high temperature gas-cooled, supercritical water-cooled, gas-cooled fast spectrum, lead-cooled fast spectrum, and sodium-cooled fast spectrum reactors-are described along with the R&D that has been identified to address them.
This paper presents on research findings of how Visual C++ program can be used to generate codes capable of performing ramjet engine simulation To understand the diversity and applicability of this tool an arbitrary ramjet model will be considered for which generated output values will be compared with those from a commercial program GASTURB 9 iterated under the same input parameters. Several governing thermodynamic equations will first be discussed in order that we understand the fundamental idea behind values printed out on the GUI. C++ compiler was chosen as a tool of use due to its availability, ease of use, ability to compute functions faster and uniquely possible to make a stand alone GUI executable in DOS mode. The program is developed in such a way that given the ambient flight conditions, burner exit temperature and several geometry areas the program generates its own input values used in the succeeding stations. A close resemblance of output values that define performance and thermodynamic state of the engine was realized between GASTURB 9 and using this code made from C++ compiler.
이 논문에서는 윤리강령의 역할, 주요 내용, 작성법 등을 간단히 고찰한 후 우리나라 과학기술단체의 윤리강령이 변천해 온 과정과 그 특징을 $1970{\sim}1990$년대와 2000년대로 구분하여 검토하였다. $1970{\sim}1990$년대에는 몇몇 과학기술단체들이 산발적으로 윤리강령을 마련하는 정도에 그쳤던 반면, 2000년대에는 과학기술기본계획의 수립, 공학교육인증제의 실시, 생명윤리에 관한 사회적 논쟁, 황우석 사건 등을 계기로 과학기술단체들이 본격적으로 윤리강령에 관심을 기울이기 시작하였다. 형식의 측면에서 $1970{\sim}1990$년대의 윤리강령은 선언적인 문구를 제시하는데 그치고 있는 반면, 2000년대의 윤리강령은 세부적인 해설을 포함시키거나 윤리교육의 실시를 천명함으로써 실제적으로 적용될 수 있는 가능성을 높이고 있다. 내용의 측면에서 $1970{\sim}1990$년대의 윤리강령은 전문직으로서의 권위나 품위를 강조하는 경향을 보였던 반면, 2000년대의 윤리강령은 과학기술자의 사회나 공공에 대한 책임에 주목하고 있다. 이와 함께 2000년대의 윤리강령은 이전과 달리 국가 주의의 색채가 약화되는 가운데 연구과정의 정직성이나 연구결과의 배분에 대한 문제를 적극적으로 고려하고 있다. 향후에는 과학기술단체들이 자율적으로 윤리강령을 제정하거나 개정하는 작업을 전개해야 하며, 윤리강령이 실제적으로 작동할 수 있도록 적절히 관리해야 한다.
This article presents clean core criticality calculations and control rod worth calculations for TRIGA (Training, Research, Isotope production-General Atomics) Mark II research reactor benchmark cores using Winfrith Improved Multi-group Scheme-D/4 (WIMS-D/4) and Program for Reactor In-core Analysis using Diffusion Equation (PRIDE) codes. Cores 133 and 134 were analyzed in 2-D (r, ${\theta}$) and 3-D (r, ${\theta}$, z), using WIMS-D/4 and PRIDE codes. Moreover, the influence of cross-section data was also studied using various libraries based on Evaluated Nuclear Data File (ENDF/B-VI.8 and VII.0), Joint Evaluated Fission and Fusion File (JEFF-3.1), Japanese Evaluated Nuclear Data Library (JENDL-3.2), and Joint Evaluated File (JEF-2.2) nuclear data. The simulation results showed that the multiplication factor calculated for all these data libraries is within 1% of the experimental results. The reactivity worth of the control rods of core 134 was also calculated with different homogenization approaches. A comparison was made with experimental and reported Monte Carlo results, and it was found that, using proper homogenization of absorber regions and surrounding fuel regions, the results obtained with PRIDE code are significantly improved.
본 연구에서는 NCS 기반 의료정보관리 직무수행을 위한 교육과정을 수행하고, 학습자의 실무지식을 이해할 수 있는 프로그램을 제작하였다. 이 프로그램은 의무기록의 데이터를 발생시키고 저장한 후 의무기록의 데이터를 분석하여 의료정보를 생성할 수 있는 교육용 프로그램이다. 의무기록의 내용이 다양하고 의무기록의 양적 차이가 있기 때문에 교육용 데이터의 표준을 위해 퇴원분석 프로그램에 의무기록의 내용을 요약하고 저장할 수 있도록 하였다. 프로그램을 사용하여 의료정보관리 NCS 능력단위 요소인 의료용어 DB, 의료용어 관련 DB, 진료관련 DB를 구축하고 관리할 수 있다. 다음은 프로그램 운영을 통해 학습 할 수있는 내용이다. 첫 번째로 데이터베이스의 구조를 이해하여 의료정보 DB 관리규정을 작성할 수 있다. 두 번째로 퇴원분석 프로그램에 입력하는 진단코드 및 의료행위코드의 구조와 기능을 이해할 수 있다. 또한 퇴원분석 프로그램에서 입력된 진단코드 및 의료행위코드들을 각 필드별로 검색하고 분석할 수 있다. 세 번째로 데이터를 입력하고 추출하여 의료정보를 생성함으로써 의료정보관리 능력을 향상시킬 수 있다. 본 연구에서는 퇴원분석 프로그램을 이용하여 학생들이 의무기록의 데이터를 발생시키고 분석하여 의료정보를 생성함으로써 의료정보관리에 대한 지식을 습득하고 실무능력을 향상시킬 수 있는 프로그램을 개발하였다.
고수준의 명세나 고수준의 프로그래밍 언어로 작성된 원시 코드를 이용하여 테스트 데이터를 생성하는 것이 일반적이다. 그러나 어떤 상황에서는 이러한 테스트 데이터 생성 정보가 항상 이용가능하지 않을 수 있다. 이 논문에서는 실행가능 목적코드를 바탕으로 테스트 데이터를 생성하는 방법을 제안한다. 제안된 방법은 정교한 목적 코드 분석을 필요로 하지 않은 매우 간단한 함수 최소화 기법을 사용하여 동적으로 테스트 데이터를 생성한다. 삼각형 분류 프로그램에 대한 실험을 통하여 분기 커버리지를 매우 효과적으로 달성함을 보인다.
The flexural strength of circular concrete-filled tubes (CCFT) can be estimated by several codes such as ACI, AISC, and Eurocode 4. In AISC and Eurocode, two methods are recommended, which are the strain compatibility method (SCM) and the plastic stress distribution method (PSDM). The SCM of AISC is almost the same as the SCM of the ACI method, while the SCM of Eurocode is similar to the ACI method. Only the assumption of the compressive stress of concrete is different. The PSDM of Eurocode approach is also similar to the PSDM of AISC, but they have different definitions of material strength. The PSDM of AISC is relatively easier to use, because AISC provides closed-form equations for calculating the flexural strength. However, due to the complexity of calculation of circular shapes, it is quite difficult to determine the flexural strength of CCFT following other methods. Furthermore, all these methods give different estimations. In this study, an effort is made to review and compare the codes to identify their differences. The study also develops a computing program for the flexural strength of circular concrete filled tubes under pure bending that is in accordance with the codes. Finally, the developed computing algorithm, which is programmed in MATLAB, is used to generate design aid graphs for various steel grades and a variety of strengths of steel and concrete. These design aid graphs for CCFT beams can be used as a preliminary design tool.
현재 270개 이상의 학회에 설치된 온라인논문투고관리시스템 KISTI-ACOMS는 개발 당시 예상에 비하여 훨씬 빠른 속도로 설치 학회 수가 늘어남으로 인하여 많은 양의 소스 코드를 관리하기가 점점 어려워지고 있다. 또한 이 프로그램의 본질적 특성상 빈번하게 학회에서 들어오는 수정 요구에 의한 소스 코드의 수정은 체계적인 프로그램 관리를 더욱 어렵게 한다. 이에 KISTI에서는 여러 학회의 서비스를 한 버전의 소스 코드로 통합 관리하는 체계를 고안하였으며 이 시스템의 개발로 유지/보수 측면에서 관리해야 할 소스 코드의 양이 대폭 줄어들 뿐 아니라 기존에 비하여 사용자들의 요구사항에 대하여 훨씬 능동적인 대처가 가능해질 것이다.
Purpose: This study was performed to compare the costs of nursing interventions implemented for the obstetrical and gynecological patients using Korean Reimbursement System and ABC codes system developed in the US for costing out interventions performed by health care professional. Methods: First, the narrative data on nursing interventions were extracted from electronic medical record system of a tertiary university and mapped with Nursing Intervention Classification (NIC) by two researchers until 100% consent was reached. Narrative nursing interventions mapped with NIC were then remapped with ABC codes system using the electronic program developed in the research. The mapping data were analyzed with real numbers, frequency, percentage, mean, and standard deviation. Results: More nursing interventions were mapped with ABC codes than Korean reimbursement system. Total of 97 different types of narrative interventions could be mapped with NIC, 43 NIC interventions could be reimbursed by ABC code but only 16 NIC interventions were reimbursed by Korea Reimbursement System. Conclusion: Korean medical insurance fee system needs amendment to include more comprehensively interventions performed by nurses which are very important to patient outcomes. Further study is needed to develop strategies to costing out nursing interventions.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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