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College of Engineering(공과대학)Dept. of Nuclear and Quantum Engineering(원자력및양자공학과)

NE-Theses_Master(석사논문)

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Collection's Items (Sorted by Submit Date in Descending order): 781 to 800 of 911

781
Digital simulation and state estimation of the LOFT reactor based on simple reactor model and kalman filtering method = 단순화시킨 원자로모델과 칼만필터기법에 의한 LOFT 원자로의 디지탈시뮤레이션과 상태추정link

Han, Sang-Joon; 한상준; et al, 한국과학기술원, 1987

782
Development of an analytical tilt algorithm = 해석적인 방법에 의한 틸트 계산 알고리즘의 개발link

Hah, Chang-Ju; 하창주; et al, 한국과학기술원, 1987

783
(An) analytical model for solid spot thermal conductance of nuclear fuel pellet-cladding interfaces = 핵연료 소결체-피복관 접촉면의 고체 접촉점 열전도에 대한 해석적 모델link

Heo, Young-Ho; 허영호; et al, 한국과학기술원, 1987

784
(A) study on the method of combining empirical data and a deterministic model for fuel failure prediction = 핵연료 파손예측을 위한 경험적 자료와 결정론적 모델의 접합방법에 관한 연구link

Cho, Byeong-Ho; 조병호; et al, 한국과학기술원, 1987

785
(The) manipulation of time-varying dynamic variables using rule modification method and performance index in NPP accident diagnostics expert system = 원자력발전소 사고진단 전문가시스템에서의 룰변환 방법과 수행지수를 이용한 시간변화에 따른 동적 변수의 처리link

Choi, Kie-Yong; 최기용; et al, 한국과학기술원, 1987

786
Thermo-mechanical analysis of a cracked fuel pellet and cladding using the finite element method = 유한요소법을 이용한 균열된 핵연료 페레트와 피복관의 열-역학적 분석link

Ha, Sang-Jun; 하상준; et al, 한국과학기술원, 1987

787
(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

788
Effect of preoxidation on the zircaloy-4 oxidation behavior in steam-water mixture between 700℃ and 850℃ = 수증기와 물의 혼합분위기에서 기산화층이 지르칼로이-4의 산화거동에 미치는 영향link

Yoo, Jong-Sung; 유종성; et al, 한국과학기술원, 1987

789
Development of dynamic fault tree using markovian process and supercomponent = Markovian 방법과 supercomponent 를 이용한 동적 고장 수목의 개발link

Jeong, Kwang-Sub; 정광섭; et al, 한국과학기술원, 1987

790
Group cross section generation for MOX fuels with AMPX system = AMPX system 을 이용한 혼합핵연료용 핵 군정수 자료 생산link

Lee, Ji-Bok; 이지복; et al, 한국과학기술원, 1987

791
Adaptive control of the water level in steam generator = 증기발생기 수위에 대한 적응 제어link

Lee, Tae-Woo; 이태우; et al, 한국과학기술원, 1987

792
Development of response matrix based one group nodal simulator model = 반응행렬을 이용한 1군 노달 시뮬레이터 모형의 개발link

Lee, Chang-Kue; 이창규; et al, 한국과학기술원, 1987

793
Study on design methodology and evaluation criteria for nuclear power plant simplification = 원자력 발전소 설계 단순화를 위한 방법론 및 평가기준에 관한 연구link

Lee, Se-Won; 이세원; et al, 한국과학기술원, 1987

794
(A) study on uncertainty and sensitivity of operational and modeling parameters for feedwater line break analysis = 급수관파열사고해석에 대한 운전변수와 모형변수의 불확실성 및 민감도 연구link

Lee, Seung-Hyuk; 이승혁; Kim, Jin-Soo; Chang, Soon-Heung; et al, 한국과학기술원, 1987

795
Out-of-pile test for yielding behavior of PWR fuel cladding material = 노외 실험을 통한 가압 경수형 핵 연료 피복재의 항복거동 연구link

Yi, Jae-Kyung; 이재경; et al, 한국과학기술원, 1987

796
(A) study on leaching of Cs-137 in cement matrix and long-term leach rate prediction with backfill material = 시멘트 고화체에서 세슘-137 의 용출 현상과 되메움재를 고려한 장기 용출율 예측에 관한 연구link

Park, Jong-Kil; 박종길; et al, 한국과학기술원, 1987

797
Failure detection and estimation methodology for the secondary system of nuclear power plant = 원자력발전소 이차계통의 기기 고장진단과 추정link

Oh, Deog-Yeon; 오덕연; et al, 한국과학기술원, 1987

798
(An) improved CBE model for the restartup fo PWR = 가압 경수로 트립후 재기동시의 임계붕소농도 예측 개선link

Lee, Sang-Hee; 이상희; et al, 한국과학기술원, 1987

799
Analytical stress analysis of a nuclear fuel pellet through mohr-coulomb yield criterion and linear workhardening law = Mohr-coulomb 의 항복조건과 linear workhardening law를 이용한 핵연료 Pellet의 해석적 응력 해석link

Kim, Yeon-Sooh; 김연수; et al, 한국과학기술원, 1987

800
Development of an expert system for the design synthesis and the reliability assessment = 디자인 합성과 신뢰도 평가를 위한 전문가 시스템의 개발link

Min, Bok-Ki; 민복기; et al, 한국과학기술원, 1987

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