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Showing results 305 to 324 of 546

305
Effect of (α＋β) heat treatment on the mechanical properties of zircaloy-4 = (α＋β) 열처리가 Zircaloy-4 의 기계적 성질에 미치는 영향link

Yoo, Jong-Sung; 유종성; et al, 한국과학기술원, 1991

306
Effect of alloy elements and hydride morphology on hydrogen embrittlement of zirconium alloy = 합금원소와 수소화물 형상이 지르코늄 합금의 수소 취성에 미치는 영향link

Oh, Seung-Jjin; 오승진; et al, 한국과학기술원, 2009

307
Effect of dynamic strain aging on the leak-before-break assessment in SA106 Gr.C piping steel = SA106 Gr.C 배관재에서 동적변형시효가 파단전누설 평가에 미치는 영향link

Kim, Jin-Weon; 김진원; et al, 한국과학기술원, 1998

308
Effect of dynamic strain aging on the low cycle fatigue in SA508 C1.3 reactor pressure vessel steel = SA508 C1.3 원자로압력용기강에서 동적 변형시효가 저주파피로에 미치는 영향link

Lee, Byung-Ho; 이병호; et al, 한국과학기술원, 1995

309
Effect of electric field on silicon photomultipliers for scintillation detector applications = 섬광검출기 활용을 위한 실리콘 광증배소자 내부 전계 영향 연구link

Lim, Kyung Taek; Cho, Gyuseong; et al, 한국과학기술원, 2019

310
Effect of heat treatment on microstructure and mechanical properties of 12% Cr steel = 열처리가 12% Cr 강의 미세 조직과 기계적 성질에 미치는 영향link

Kim, Hong-Deuk; 김홍덕; et al, 한국과학기술원, 1994

311
Effect of porous media on heat removal capability during normal and severe accident conditions of PWR = 가압경수로의 정상 및 중대사고 조건에서 다공성 매질이 열 제거 능력에 미치는 영향link

Yeo, Dong Yeol; No, Hee Cheon; et al, 한국과학기술원, 2018

312
Effect of specimen thickness on near-threshold fatigue crack propagation of nuclear structural materials = 원자로 구조재료의 임계 피로균열성장에 미치는 시편두께의 영향link

Kim, Eung-Seon; 김응선; et al, 한국과학기술원, 2000

313
Effect of temperature and deformation rate on fracture characteristics of nuclear reactor pressure vessel steel in dynamic strain aging region = 동적 변형시효 영역에서 원자로 압력용기강의 파괴특성에 대한 온도와 변형속도의 영향link

Kang, Sung-Sik; 강성식; et al, 한국과학기술원, 1994

314
Effects of temperature on the wear behavior of steam generator tube materials = 증기발생기 세관재료의 온도변화에 따른 마모특성link

Hong, Jin-Ki; 홍진기; et al, 한국과학기술원, 2004

315
Effects of the concrete crack on radiation shielding in spent fuel dry storage facility = 사용후핵연료 건식저장시설에서 콘크리트 균열이 방사선 차폐에 미치는 영향link

Lee, Chang-Min; 이창민; et al, 한국과학기술원, 2007

316
Electrochemical behavior and electrodeposition of zirconium in molten LiCl-KCl eutectic salt = LiCl-KCl 공융염 환경 내 지르코늄의 전기화학적 거동 및 전착 특성 규명link

Cha, Han Lim; Yun, Jong-Il; et al, 한국과학기술원, 2023

317
Electron irradiation-assisted fabrication of gold nanoparticle films and their applications to highly sensitive detection of hazardous materials = 전자선 조사를 이용한 금 나노입자 필름 제조 및 유해물질의 고감도 탐지link

Kim, Yong-Nam; 김용남; et al, 한국과학기술원, 2012

318
Emergence of intrinsic toughening in brittle amorphous carbon at nanoscale enabled by crack-tip stress concentration = 나노스케일에서의 균열선단 응력 집중에 의한 취성 비정질 탄소의 파괴저항성 향상link

Shin, Dahye; Jang, Dongchan; et al, 한국과학기술원, 2020

319
Engineering design and analysis for new moderated space propulsion reactors utilizing advanced HEU and LEU fuels = 고성능 HEU 및 LEU 핵연료들을 이용한 신형 우주추진용 감속원자로 공학 설계 및 해석link

Nam, Seung-Hyun; 남승현; Jeong, Yong-Hoon; 정용훈; et al, 한국과학기술원, 2016

320
Estimation and control of space - dependent reactor cores via observer - based control theory = 옵저버 제어이론에 입각한 공간의존성 원자로심의 추정과 제어link

Park, Young-Ho; 박영호; et al, 한국과학기술원, 1992

321
Evaluation of availability of nuclear power plant dynamic systems using extended dynamic reliability graph with general gates (DRGGG) = 확장된 DRGGG를 활용한 원자력발전소 동적시스템의 가용도 평가link

Lee, Eun Chan; Seong, Poong Hyun; et al, 한국과학기술원, 2020

322
Evaluation of delayed hydride cracking and fracture toughness in zirconium alloys = 지르코늄 합금에서의 지체균열전파와 파괴 인성 평가link

Oh, Je-Yong; 오제용; et al, 한국과학기술원, 2000

323
Evaluation of eye lens dose to workers in the steam generator at the Korean optimized power reactor 1000 = OPR 1000 원전 증기발생기 수정체 선량 평가 연구link

Maeng, Sung Jun; Cho, Gyuseong; et al, 한국과학기술원, 2018

324
Evaluation of in-vessel corium coolability by water penetration into Corium-to-vessel gap and debris = 코륨-원자로용기 간극 및 파편층 물침투에 의한 노내 코륨 냉각성 평가link

Song, Moon-Won; Lee, Jeong Ik; 이정익; NO, Hee Cheon; et al, 한국과학기술원, 2021

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