NE-Theses_Ph.D.(박사논문)

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501
(A) two-step thermal analysis method for the assessment of thermal safety of the CANDU spent fuel dry storage canister = CANDU형 사용후 핵연료 건식저장 캐니스터의 열적 안전성 평가를 위한 이단계 열해석 방법link

Park, Jong-Woon; 박종운; et al, 한국과학기술원, 1993

502
Design synthesis and simulation tool development for conceptual design of nuclear power plants = 원자력 발전소 개념 설계를 위한 설계 합성 및 모의 도구들의 개발link

Min, Bok-Ki; 민복기; et al, 한국과학기술원, 1991

503
(A) study of critical heat flux at low pressure and low velocity conditions = 저압, 저유속 조건에서의 임계 열유속에 관한 연구link

Baek, Won-Pil; 백원필; et al, 한국과학기술원, 1991

504
Optimal incore detector deployment and failure detection methodology for core monitoring system = 노심 감시 계통을 위한 고정 노심 검출기 최적화와 고장 분석 방법link

Oh, Deog-Yeon; 오덕연; et al, 한국과학기술원, 1991

505
Physical modeling and finite element methods for the analysis of lateral phase distirbution phenomena = 수평 상분포 현상의 해석을 위한 물리적 모델링 및 유한 요소법 연구link

Lee, Goung-Jin; 이경진; et al, 한국과학기술원, 1991

506
Analysis of melting at the wall in laminar flow in a cylindrical channel = 층류 유동에 의한 원통형 유로 벽면 용융 해석link

Cho, Sung-Jae; 조성제; et al, 한국과학기술원, 1991

507
Development of hybrid artificial neural network system for the prediction and validation of nuclear reactor parameters = 원자로 변수 예측 및 검증을 위한 혼합 인공 신경망 시스템 개발link

Roh, Myung-Sub; 노명섭; et al, 한국과학기술원, 1991

508
(A) statistical prediction model for fuel elements failure using markov process and entropy minimax principles = 마르코프 프로세스와 엔트로피 최소 최대 원리를 이용한 핵연료 파손예측을 위한 통계적 모델link

Choi, Kie-Yong; 최기용; Yoon, Young-Ku; Chang, Soon-Heung; et al, 한국과학기술원, 1991

509
System performance assessment of final repository for the radioactive wastes using first-order reliability method = 1차 신뢰도법을 이용한 방사성 폐기물 최종 처분장의 시스템 성능 평가link

Song, Jong-Soon; 송종순; et al, 한국과학기술원, 1991

510
Stochastic auto-regressive reactor noise analysis for on-line vibration monitoring of core support barrel in PWR = 가압경수로 내 노심지지관의 가동중 진동 감시를 위한 통계적 자동회귀 원자로 잡음 해석link

Yun, Won-Young; 윤원영; No, Hee-Cheon; Koh, Byung-Joon; et al, 한국과학기술원, 1991

511
(A) cell homogenization method for strongly heterogeneous research reactors = 비균질성이 강한 연구용 원자로 해석을 위한 쎌 균질화 방법link

Lee, Jong-Tai; 이종태; Cho, Nam-Zin; Oh, Se-Kee; et al, 한국과학기술원, 1991

512
(A) semi-empirical heat transfer coefficient for laminar and turbulent film condensation on a vertical surface = 수직면에서 층류 및 난류 막 응축 시의 열전달 관계식link

Kim, Kyun-Tae; 김균태; et al, 한국과학기술원, 1991

513
Core simulations using actual detector readings for CANDU reactors = CANDU 원자로의 실제계측치를 이용한 노심분석link

Kim, Bong-Ghi; 김봉기; Kim, In-Sup; Kim, Seong-Yun; et al, 한국과학기술원, 1991

514
(An) experimental investigation of the effects of the sudden contraction on single-and tow-phase pressure drop = 유로의 급격한 축소가 단상 및 이상 유동의 압력강하에 미치는 영향에 대한 실험적 연구link

Park, Jong-Ryul; 박종률; et al, 한국과학기술원, 1991

515
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

516
(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

517
Experimental investigation of flooding in air-water counter-current flow with a vertical adiabatic multi-rod bundle = 수직단열 핵연료집합체에서의 공기와 물의 역류유동시 플러딩에 관한 실험적 연구link

Chung, Bub-Dong; 정법동; et al, 한국과학기술원, 1990

518
Experimental and theoretical investigation of reflux condensation phenomena in a vertical U-tube = 수직관내에서의 역류 응축 현상에 대한 실험 및 이론적 연구link

Jun, Hyung-Gil; 전형길; et al, 한국과학기술원, 1990

519
(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

520
Probabilistic safety assessment of high-level radioactive waste repository with the mechanistically modeled failure rate = 역학적 모델에 의한 고준위방사성폐기물 처분의 확률론적 안전성 평가link

Cho, Won-Jin; 조원진; et al, 한국과학기술원, 1990

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