Browse "Dept. of Nuclear and Quantum Engineering(원자력및양자공학과)" by Author 노희천

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1
A CRUD deposit model on boiling surfaces for AOA assessment = AOA 예측을 위한 비등 면에서의 CRUD 침적 모델 개발link

Kim, Min Ju; 김민주; et al, 한국과학기술원, 2015

2
A Determination of Bias between Calculational Methods for the Criticality Safety Analysis of Spent Fuel Storage Pool with Burnup Credit

이창건; 전병진; 노희천researcher, NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY , v.18, no.1, pp.17 - 26, 1986-01

3
A New Method for the Incorporation for Spectral Effects to One Group Nodal Simulator

노희천researcher; 노재만; 박찬호, 한국원자력학회 추계학술발표회, 한국원자력학회, 1985

4
A Non-Equilibrium Three-Region Model for Transient Analysis of PWR Pressurizer

노희천researcher; 백승민, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 1985

5
A Simple analytical Scaling Method for a Scaled-Down Test Facility Simulating SB-LOCA in a Passive PWR

노희천researcher; 이상일, 한국원자력학회 춘계발표회, pp.437 - 446, 한국원자력학회, 1992

6
A Two-Phase Water Level Traching Logic for the Reactor Safety Code

노희천researcher; 정해용, 한국원자력학회 추계발표회, 1991

7
(A) CHF mapping method based on dry spot model for finned surfaces = 드라이-스팟 모델에 기반한 핀 구조표면의 임계열유속 매핑법 개발link

Choi, Jin-Young; 최진영; et al, 한국과학기술원, 2016

8
(A) dry-spot model of critical heat flux and transition boiling in pool and subcooled forced convection boiling = 수조 및 과냉 강제대류비등에서 임계 열유속 및 천이비등을 위한 드라이-스팟 모델link

Ha, Sang-Jun; 하상준; et al, 한국과학기술원, 1998

9
(A) fast, implicit numerical scheme for subchannel geometries = 원자로심의 열수력학적 해석을 위한 새로운 수치해법link

Yang, Joon-On; 양준언; et al, 한국과학기술원, 1986

10
(A) fast-running simulator code for real-time transients simulation of pressurized water reactors = 가압경수형 원자력 발전소 사고해석을 위한 실시간 시뮬레이터 코드 개발link

Jun, Hwang-Yong; 전황용; et al, 한국과학기술원, 1987

11
(A) gas turbine code for off-design performance and transient analysis of high-temperature gas-cooled reactors = 가스터빈 탈설계점 성능예측 및 고온가스로의 천이해석을 위한 코드 개발link

Kim, Ji-Hwan; 김지환; et al, 한국과학기술원, 2008

12
(A) PC-based real-time simulator for two-loop pressurized water reactor plants = 퍼스널 컴퓨터에서 작동되는 가압경수형 원자력발전소의 실시간 시뮬레이터link

Jeong, Jae-Jun; 정재준; et al, 한국과학기술원, 1990

13
(A) simple analytical scaling method for a scaled-down test facility simulating SB-LOCAs in a passive PWR = 피동 경수로의 소규모 냉각재 상실사고 실험장치를 위한 단순화된 해석적 축소화 방법 개발link

Lee, Sang-Il; 이상일; et al, 한국과학기술원, 1992

14
(A) stability analysis method for the fuzzy controller and its application = 퍼지제어기 안정성 분석방법 연구 및 적용link

Han, Suk-Gyu; 한석규; et al, 한국과학기술원, 1994

15
(A) study of fuzzy logic controller for water level control of the PWR steam generator = 가압경수로 증기발생기 수위제어를 위한 fuzzy 제어기에 관한 연구link

Kim, Dong-Wan; 김동완; et al, 한국과학기술원, 1991

16
(A) study of pole-assignment self-tuning control for steam generator water level = 증기 발생기 수위 제어를 위한 pole-assignment self-tuning의 연구link

Choi, Byung-Jae; 최병재; et al, 한국과학기술원, 1989

17
(A) study on microcomputer-based adaptive control system of a steam generator = 마이크로 컴퓨터를 이용한 증기 발생기의 적응 제어 시스템에 관한 연구link

Bae, Byoung-Hwan; 배병환; et al, 한국과학기술원, 1985

18
(A) three-region model for tracking a two-phase mixture water level in the micro-simulator = 마이크로 시뮬레이터에서의 수위 추적을 위한 3 지역 모델link

Seok, Ho; 석호; et al, 한국과학기술원, 1994

19
(A) two-phase water level tracking logic for the reactor safety code = 원자로 안전 해석 코드에서의 수위 추적에 관한 연구link

Jeong, Hae-Yong; 정해용; et al, 한국과학기술원, 1991

20
Advanced Numerical Scheme for a Real Time Accident Simulator

노희천researcher; 정동욱, 한국원자력학회 춘계학술발표회, 한국원자력학회, 1984

21
Advanced optimum level controller design for nuclear steam generator = 원자로 증기 발생기의 최적 수위 조절기 설계link

Suh, Gyoo-Won; 서규원; et al, 한국과학기술원, 1984

22
Air-water mixing experiments for direct vessel injection of KNGR = 차세대원자로 원자로용기 직접주입에 대한 물과 공기 혼합실험link

Hwang, Do-Hyun; 황도현; et al, 한국과학기술원, 2000

23
An Analytical Method for Generating the Scaling Criteria of Core Uncovery and Heatup Processes

노희천researcher; Ishii, M, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 1990

24
An Analytical Method for Generating the Scaling Criteria of Core Uncovery and Heatup Processes

노희천researcher, 세계한민족 과학기술자 종합학술대회, 1985

25
An experimental and analytical study of externally condensing heat exchangers for PCCS with an air holdup tank = 공기 수집 탱크를 활용한 PCCS용 관외 응축 열교환기의 실험 및 해석적 연구link

Jeon, Byong Guk; 전병국; et al, 한국과학기술원, 2015

26
An experimental study for efficiency improvement of HI decomposition process in the Sulfur-Iodine cycle = 요오드-황 수소 생산 공정에서 요오드화 수소 분해의 효율 개선을 위한 실험적 연구link

Choi, Jin-Young; 최진영; et al, 한국과학기술원, 2011

27
An experimental study of oxidation of graphite structure and SiC layer for VHTR severe accident analysis = VHTR 중대사고 해석을 위한 흑연 구조체 및 SiC 피복층 산화 실험link

Park, Byung-Ha; 박병하; et al, 한국과학기술원, 2014

28
An Experimental Study of Viscosity Effect on Flooding Phenomena

노희천researcher; 정지환; 장순흥, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 1990

29
An Intellingent Controller of the Water Level of the PWR Steam Generator

노희천researcher; 이재영, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 1991

30
(An) advanced numerical method with fully-implicit two-fluid model for a real-time accident simulator = 원자력 발전소의 실시간 사고 해석을 위한 수치 해법link

Jeong, Jae-Jun; 정재준; et al, 한국과학기술원, 1986

31
(An) advanced numerical scheme for transient thermal hydraulic analysis in a nuclear power plant = 원자력 발전소의 과도 열유체 해석을 위한 새로운 수치 해법link

Jerng, Dong-Wook; 정동욱; et al, 한국과학기술원, 1985

32
(An) Experimental and analytical study on the bubble-to-slug flow regime transition based on the void wave instability = 기포파의 불안정성에 의한 기포-슬러그 유동 천이한계의 결정에 관한 실험 및 이론적 연구link

Song, Chul-Hwa; 송철화; et al, 한국과학기술원, 1995

33
(An) experimental investigation for advanced steam separator design used in nuclear steam generators = 원자로 증기 발생기의 증기 분리기 설계를 위한 실험적 연구link

Kim, Young-Gyun; 김영균; et al, 한국과학기술원, 1985

34
(An) experimental study of self-tuning control system for steam generators = 증기발생기의 Self-tuning 제어에 관한 실험적 연구link

Lee, Gwang-Dae; 이광대; et al, 한국과학기술원, 1988

35
(An) experimental study of solitary wave transition characteristics for countercurrent stratified air-water flows in a horizontal pipe = 수평관에서 공기-물 역층류 유동시 계면파 천이 특성에 관한 실험적 연구link

Chung, Heung-June; 정흥준; et al, 한국과학기술원, 1995

36
(An) experimental study of thermal-hydraulic phenomena in the downcomer with direct vessel injection of APR1400 during LBLOCA reflood phase = 원자로용기 직접주입 계통을 가지는 APR1400에서 대형 냉각재 상실 사고 시 재관수 동안 강수부 내에서의 열수력 현상에 관한 실험적 연구link

Lee, Dong-Won; 이동원; et al, 한국과학기술원, 2004

37
(An) experimental study of two-phase critical flow through a safety relief valve = 압력방출밸브에서 이상유체의 임계유동에 대한 실헙적 연구link

Kim, Se-Won; 김세원; et al, 한국과학기술원, 2001

38
(An) experimental study on pool boiling characteristics of carbon nano tube (CNT) and fullerene (C-60) nanofluids = 탄소 나노 튜브(CNT)와 풀러린(C-60) 나노유체의 수조 비등 특성에 관한 실험적 연구link

Ai, Melani; 아이, 멜라니; Chang, Soon-Heung; 장순흥; No, Hee-Cheon; 노희천; et al, 한국과학기술원, 2009

39
(An) improved model for predicting the two-phase mixture level in a reator vessel under loss of coolant accident conditions = 냉각재 상실사고시 원자로용기내에서의 이상혼합체 수위 예측을 위한 개선된 모델link

Hwang, Tae-Suk; 황태석; et al, 한국과학기술원, 1989

40
(An) integral response scaling method, assessment of code scalability, and scaling methodology validation for an integral test facility = 종합실험장치 제작을 위한 종합반응 스케일링 방법, 코드 스케일능력 평가와 스케일링 방법론 검증link

Kim, Hyoung-Tae; 김형태; et al, 한국과학기술원, 2001

41
(An) investigation of physical and numerical foundations for thermal-hydraulic and chemical analysis of nuclear steam generators = 핵증기발생기의 열수력, 화학 분석을 위한 수치적, 물리적 기초에 대한 고찰link

Lee, Jae-Young; 이재영; et al, 한국과학기술원, 1990

42
Analysis and optimal process development of the iodine-Sulfur cycle for nuclear hydrogen production = 원자력 수소 생산을 위한 요오드-황산 싸이클의 분석과 최적 공정 개발link

Lee, Byung-Jin; 이병진; et al, 한국과학기술원, 2009

43
Analytical work of nuclear reactor pressure vessel rupture size enlargement during severe accidents = 중대사고시 원자로 압력 용기 파손 크기 확장에 관한 해석적 연구link

Song, Mun Won; No, Hee Cheon; et al, 한국과학기술원, 2018

44
Annular-intermittent flow regime transition model and its application to boil-off pattern transition and dryout model = 환상류-간헐류 천이모델과 이의 증발형태 천이와 드라이아웃 모델에의 적용link

Lim, In-Cheol; 임인철; et al, 한국과학기술원, 1996

45
Application of RELAP5/MOD3.1 to the evaluation of performance of secondary condensers = RELAP5/MOD3.1 코드를 이용한 이차응축계통 성능 해석link

Kim, Hyoung-Tae; 김형태; et al, 한국과학기술원, 1996

46
Application of triplex SiC cladding to korean PWRs = Triplex SiC 피복관의 한국형 원전 적용link

Jeong, Jae-Hoon; 정재훈; et al, 한국과학기술원, 2014

47
Application of Visualization Techniques to the Boiling Structures of Subcooled Boiling Flow and Critical Heat Flux = 과냉 비등유동 및 임계 열유속의 비등구조에 대한 가시화 기법의 적용link

Chu, In-Cheol; 주인철; et al, 한국과학기술원, 2011

48
CFD analysis and experiment on turbulent flow with and without a fuel-assembly spacer grid by FLUENT and LDA = Fluent와 LDA를 이용한 핵연료 봉다발 지지격자가 난류유동에 미치는 영향에 관한 CFD 연구와 실험link

Yeom, Geum-Su; 염금수; et al, 한국과학기술원, 2002

49
Classification and modeling of flooding according to the type of vertical tube-end geometries = 수직관 양단의 유형에 의한 플러딩 현상의 분류와 모델링link

Jeong, Ji-Hwan; 정지환; et al, 한국과학기술원, 1995

50
Conceptual design of axial flow gas turbines for helium-cooled reactors = 헬륨 냉각로 축류 가스터빈의 개념설계link

Kim, Ji-Hwan; 김지환; et al, 한국과학기술원, 2003

51
Conceptual Design of Passive Containment Cooling System Based on APR+

노희천researcher; Byong Guk Jeon, 2013 KNS Spring, 한국원자력학회, 2013-05-31

52
Condensation characteristics of high pressure steam with non-condensable in a heat exchange tube of passive auxiliary feedwater system in APR+ = APR+ 의 피동보조급수계통 열교환 튜브내 비응축성 가스를 가진 고압증기 응축특성연구link

Yun, Bong-Yo; 윤봉요; et al, 한국과학기술원, 2016

53
Condensation experiment of high pressure steam in an inclined single tube of passive auxiliary feedwater system in APR+ = 피동보조급수계통의 단일 경사관에서의 고압 증기 응축 실험link

Shin, Chang-Wook; 신창욱; et al, 한국과학기술원, 2012

54
Coupling of RELAP5-3D and GAMMA codes for Nuclear Hydrogen System Analysis = 원자력 수소 생산 시스템 분석을 위한 RELAP5-3D와 GAMMA 의 커플링link

Jin, Hyung-Gon; 진형곤; et al, 한국과학기술원, 2007

55
Design of an Adaptive Pole Assignment Controller for Steam Generators and Its Experimental Study

나만균; 노희천researcher, NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY , v.24, no.4, pp.467 - 479, 1992-01

56
Design of an adaptive pole assignment controller for the water level of steam generators = 적응 Pole assignment에 의한 증기발생기 수위제어기의 설계link

Na, Man-Gyun; 나만균; et al, 한국과학기술원, 1992

57
Design of Dedicated Nuclear Desalination System - Low pressure Inherent heat sink Nuclear Desalination plant (LIND)

노희천researcher; 김호식; 조유권; 이정익; 정용훈; 조남진; 최진영, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 2012-10

58
Design of model reference adaptive control system for steam generators = Model reference adaptive control을 이용한 증기 발생기 수위 제어 시스템 설계link

Na, Man-Gyun; 나만균; et al, 한국과학기술원, 1988

59
Design of stability-guaranteed fuzzy logic controller for nuclear steam generators = 원자력발전소 증기발생기 수위제어를 위한 안정성이 보장되는 퍼지논리제어기의 설계link

Cho, Byung-Hak; 조병학; et al, 한국과학기술원, 1996

60
Development of a CFD analysis methodology of $H_2$ explosion accidnets for evaluating the safety distance between a VHTR and a $H_2$ production facility = 초고온가스로와 수소생산설비 사이의 안전거리 평가를 위한 수소폭발 CFD 해석방법론 개발link

Kang, Hyung-Seok; 강형석; et al, 한국과학기술원, 2012

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