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서번트 리더십이 종업원 행동에 미치는 영향: 상사신뢰와 조직신뢰의 매개효과를 중심으로
손동성,탁진국 한국산업및조직심리학회 2012 한국심리학회지 산업 및 조직 Vol.25 No.2
본 연구는 서번트 리더십이 조직시민행동과 반생산적 행동에 미치는 과정과 이러한 과정에서 상사신뢰와 조직신뢰가 매개하는지를 밝히고, 부하의 향상초점이 서번트 리더십과 상사신뢰와의 관계를 조절하는지를 분석하는데 목적이 있다. 본 연구를 위해 국내기업에 종사하고 있는 현직자 205명을 대상으로 설문조사를 실시하여 자료를 수집하였다. 분석결과 서번트 리더십과 조직시민행동 및 반생산적 행동 간 관계에서 상사신뢰와 조직신뢰가 순차적 매개효과를 가지는 것으로 나타났다. 조절효과 분석 결과 향상초점은 서번트 리더십과 상사신뢰 간 관계에서 조절작용을 하는 것으로 나타났으나 가설과는 달리 향상초점이 낮은 집단에서 서번트 리더십과 상사신뢰와의 관계가 더 강하게 나타났다. 마지막으로 연구를 통해 나타난 결과를 토대로 연구의 시사점, 제한점 및 추후 연구과제에 대해 논의하였다.
임정식,손동성 한국원자력학회 1995 Nuclear Engineering and Technology Vol.27 No.5
핵연료 부품 설계개선 및 부품설계 최적화와 관련하여 Holddown Spring 설계해석 방법을 조사하고 기존 해석방법을 보완한 개선된 해석방법을 제시하였다. 이 개선된 스프링 해석방법을 이용하여 기존 17$\times$17 국산핵연료의 Holddown Spring 및 직선형 Holddown Spring 특성해석을 시도하여 시험결과와 비교하였다. 이들 해석결과 개선된 해석방법에 의한 스프링 특성의 예측은 시험값에 잘 일치함을 보인다. 또한 최대응력에 기초한 스프링 판 두께 최적화로써 직선형 스프링의 두께에 대한 최적화를 실시하여 그 특성을 검토하였다.
임정식,손동성 한국원자력학회 1995 Nuclear Engineering and Technology Vol.27 No.6
기존경수로 핵연료의 연소도를 크게 증가시키는 고연소도 핵연료 및 미래형 핵연료에서는 연료봉의 축방향 조사성장이 증가하게 되고 이와 같이 증가된 축방향 연료봉 성장을 수용하기 위해서는 상.하단 고정체 사이의 간격이 더 필요하게 된다. 이 요구되는 상.하단고정체 사이의 축방향 공간을 얻기 위하여 기존 국산핵연료 하단고정체 유로판 및 이물질여과 하단고정체에 대하여 응력강도를 기준으로 두께최적화 계산을 수행하였다. 계산은 범용 유한요소 코드인 ANSYS 코드를 이용하였다. 이 두께 최적화에 의해 기존의 국산 17$\times$17 경수로 핵연료의 하단고정체에서는 지지 Leg의 폭과 길이를 증가시킴으로써 유로판의 두께 감소를 약 5.1mm 줄일 수 있음을 알 수 있고, DRBEP용 하단고정체에서는 약 4.6mm의 두께 감소가 가능한 것으로 해석되었다.
다양한 경계조건에서 원판이 결합된 원통 셸의 고유진동 해석
임정식,손동성 한국소음진동공학회 1998 소음 진동 Vol.8 No.5
A theoretical formulation for the analysis of free vibration of a cylindrical shell with a circular plate attached at an arbitrary axial position of the shell under various kinds of boundary conditions was derived and programed to get the numerical results for natural frequencies and mode shapes of the combined system. The boundary conditions of the shell to be considered here are clamped-free, clamped-simply supported, both ends clamped and both ends simply supported. The frequencies and mode shapes from theoretical calculation were compared with those of commercial finite element code, ANSYS. The results showed good agreement with those of ANSYS in frequencies and mode shapes. The program will contribute to the design optimization of a shell/plate combined system through the analysis of natural frequencies and mode shapes for the system.
이재영,손동성 대한금속재료학회(대한금속학회) 1977 대한금속·재료학회지 Vol.15 No.2
Kinetics of the reaction of hydrogen with Zr-Ni alloys have been studied in the temperature range of 900℃-1080℃ at 400 and 600 torr. hydrogen pressure using thermogravimetric method. It is found that the rate controlling step of all reactions is hydrogen diffusion in metals. The diffusion coefficients of hydrogen in Zr-Ni alloys (0.5 a/o 1.09a/o, 1.5 a/o, 2.3 a/o Ni-Zr) are D=0.2902 exp [-(9859±849)/RT] ㎠/sec. :0.5 a/o Ni-Zr D=1.786 exp [-(12010±907)/RT] ㎠/sec. :1.09 a/o Ni-Zr D=6.403 exp [-(13550±587)/RT] ㎠/sec. :1.5 a/o Ni-Zr D=164.0 exp [-(15910±2740)/RT] ㎠/sec. :2.3 a/o Ni-Zr respectively. Nickel increases markedly the activation energy of hydrogen diffusion in Zr-Ni alloys. It can be probably explained by that Ni decreases the interstitial sites of Zr lattice.
Fabrication of Gd Containing Duplex Stainless Steel Sheet for Neutron Absorbing Structural Materials
최용,문병문,손동성 한국원자력학회 2013 Nuclear Engineering and Technology Vol.45 No.5
A duplex stainless steel sheet with 1 wt.% gadolinium was fabricated for a neutron absorbing material with high strength,excellent corrosion resistance, and low cost as well as high neutron absorption capability. The microstructure of the as-cast specimen has typical duplex phases including 31% ferrite and 69% austenite. Main alloy elements like chromium (Cr), nickel (Ni), and gadolinium (Gd) are relatively uniformly distributed in the matrix. Gadolinium rich precipitates were present in the grains and at the grain boundaries. The solution treatment at 1070 ºC for 50 minutes followed by the hot-rolling above 950 ºC after keeping the sheet at 1200 ºC for 1.5 hours are important points of the optimum condition to produce a 6 mm-thick plate without cracking.
WOLFGANG WIESENACK,손동성,BYUNG-HO LEE 한국원자력학회 2005 Nuclear Engineering and Technology Vol.37 No.4
The burning-out of excess plutonium from the reprocessing of spent nuclear fuel and from the dismantlement of nuclear weapons is recently emphasized due to the difficulties in securing the final repository for the spent fuel and the necessity to consume the ex-weapons plutonium. An irradiation test in the Halden reactor was launched by the OECD Halden Reactor Project (HRP) to investigate the in-pile behavior of plutonium-embedded fuel as a form of mixed oxide (MOX) and of inert matrix fuel (IMF). The first cycle of irradiation was successfully accomplished with good integrity of test fuel rods and without any undesirable fault of instrumentations. The test results revealed that the MOX fuel is more stable under irradiation environments than IMF. In addition, MOX fuel shows lower thermal resistance due to its better thermal conductivity than IMF. The on-line measured in-pile performance data of attrition milled MOX fuel are used in the analysis of the in-pile performance of the fuel with the fuel performance code, COSMOS. The COSMOS code has been developed for the analysis of MOX fuel as well as UO2 fuel up to high burnup and showed good capability to analyze the in-reactor behavior of MOX fuel even with different instrumentation.