DSpace at KOASAS
Browsing DSpace

Browse "NE-Theses_Ph.D.(박사논문) " by Title 

A to Z

All 0-9

A B C D E F G H I J K L M N O P Q R S T U V W X Y Z

enter title:

Showing results 281 to 300 of 546

281
Development of scatter correction methods using a beam-blocker in cone-beam CT = Cone-beam CT에서 beam-blocker를 이용한 산란 보정 기법 개발link

Min, Jong-Hwan; 민종환; et al, 한국과학기술원, 2016

282
Development of spectroscopic methods based on laser-induced plasma for selective detection of isotopic signatures in nuclear fuel cycle = 핵연료주기에서 동위원소 식별인자의 선택적 계측을 위한 레이저 유도 플라즈마 기반 분광기술 개발link

Choi, Sung-Uk; Yun, Jong-Il; et al, 한국과학기술원, 2023

283
Development of the minimum film boiling temperature model during the reflood phase with the consideration of the hysteresis effect = 이력현상을 반영한 재관수 상황에서의 최소막비등 온도 모델 개발link

Jeong, Woonho; Jeong, Yong Hoon; et al, 한국과학기술원, 2023

284
Development of the subcooled boiling model in the SPACE code for a thermal-hydraulic safety analysis of a small modular reactor = 소형모듈원자로의 열수력 안전해석을 위한 SPACE 코드의 과냉각비등 모델 개발link

Lee, Tae Beom; Jeong, Yong Hoon; et al, 한국과학기술원, 2023

285
Development of the success criteria analysis method for operator intervention scenarios = 운전원 개입이 요구되는 사고 시나리오의 성공기준 분석 방법론에 대한 연구link

Ham, Jaehyun; Kang, Hyun Gook; et al, 한국과학기술원, 2019

286
Development of the systematical design tool for liquid metal cooled reactors = 액체금속로를 위한 체계적 설계 툴의 개발에 관한 연구link

Lee, Kwang-Gu; 이광구; et al, 한국과학기술원, 2002

287
Development of thermal hydraulic analysis code for nuclear reactors with annular fuels and assessment of the KAIST DNB-type theoretical critical heat flux model = Annular fuel이 장착된 원자로의 열수력 분석 코드 개발 및 KAIST의 DNB 영역의 이론적 임계열유속 모델 평가link

Han, Kyu-Hyun; 한규현; et al, 한국과학기술원, 2006

288
Development of turbine cycle performance analyzer using intelligent data mining = 지능형 데이터마이닝을 이용한 터빈사이클 성능 분석기의 개발link

Heo, Gyun-Young; 허균영; et al, 한국과학기술원, 2004

289
Development of uncertainty assessment methodology for in-vessel corium retention by external vessel cooling = 중대사고시 외벽냉각에 의한 원자로용기 건전성 유지방안의 불확실성 평가방법 개발link

Park, Jae-Hong; 박재홍; et al, 한국과학기술원, 2001

290
Development on design methodology of PWR passive containment system = 가압경수로 피동격납용기 계통의 설계 방법론 개발link

Lee, Seong-Wook; 이성욱; et al, 한국과학기술원, 1998

291
Development orf a parallel computation technique based on multiple processes and its application to large thermal-hydraulic computer programs = 다중프로세서를 사용한 병렬 처리방법의 개발 및 대형 열수력 전산프로그램에의 적용link

Lee, Sang-Yong; 이상용; et al, 한국과학기술원, 1993

292
Deveolpment of an intelligent operation supporting system for nuclear power plant = 지식 처리형 원자력 발전소 운전 지원 시스템의 개발link

Yang, Joon-On; 양준언; et al, 한국과학기술원, 1990

293
Direct observation of dryout processes of thin liquid films and $Al_2O_3$ nano-fluid performance in boiling crisis = 비등 위기에서 액체 미세층 현상의 직접 관찰 및 $Al_2O_3$ 나노 유체 성능에 관한 연구link

Bang, In-Cheol; 방인철; et al, 한국과학기술원, 2004

294
Direct-contact condensation heat transfer with noncondensable gases and interfacial shear for co-current stratified wavy flow in nearly-horizontal channels = 거의 수평인 사각관내의 동방향 성층 파동류에서 불응축성 기체가 존재할 경우의 직접 접촉 응축 열전달과 계면 전단응력link

Choi, Ki-Yong; 최기용; et al, 한국과학기술원, 1998

295
Dissolution behavior and reaction mechanism of strontium oxide in molten salts for used nuclear fuel management = 사용후핵연료 스트론튬 산화물의 용융염 내 용해거동 및 반응 메커니즘link

Kang, Dokyu; Yun, Jong-Il; et al, 한국과학기술원, 2022

296
Dissolution of uranium dioxide by molten zircaloy-4 = 용융 지르칼로이-4에 의한 이산화우라늄의 융해link

Mok, Yong-Kyoon; 목용균; et al, 한국과학기술원, 1994

297
Divertor heat flux mitigation and internal transport barrier formation by krypton and argon seeding in KSTAR plasmas = KSTAR 플라즈마에서 크립톤 및 알곤 불순물 주입에 의한 디버터 열속 완화 및 내부수송장벽 형성link

Shin, Haewon; Choe, Wonho; et al, 한국과학기술원, 2023

298
Driving frequency effects on the atmospheric pressure corona jet discharge = 대기압 코로나 제트 방전에서 구동 주파수 효과link

Kim, Dan-Bee; 김단비; et al, 한국과학기술원, 2010

299
Drop size measurements and entrainment in APR1400 during LBLOCA reflood phase = APR1400의 대형냉각재상실사고 시 재관수 기간에 발생하는 액적의 직경측정과 액적견인에 대한 연구link

Lee, Eo-Hwak; 이어확; et al, 한국과학기술원, 2010

300
Droplet De-entrainment and flooding in an upper plenum during a LOCA = 냉각재 상실사고시 원자로 상부플레넘에서의 액적점착 및 역류유동제한에 관한 실험적 연구link

Lee, Kyung-Won; 이경원; et al, 한국과학기술원, 2006

Discover

rss_1.0 rss_2.0 atom_1.0