| 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+ 노희천; 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; 노희천, 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) 노희천; 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 |
| 61 | Development of a method for solving downcomer boiling issues in RELAP5/MOD3.2 = RELAP5/MOD3.2의 강수부 비등 문제 해결 방안 개발link Park, Tae-Chul; 박태철; et al, 한국과학기술원, 2004 |
| 62 | Development of a system code for transient analysis in a HTGR = 초고온가스냉각로의 천이해석을 위한 계통코드 개발link Lee, Tae-Beom; 이태범; et al, 한국과학기술원, 2004 |
| 63 | Development of a system code with CFD capability for analyzing turbulent mixed convection in gas-cooled reactors = 가스냉각로에서의 난류 혼합유동 해석을 위해 전산유체해석 성능을 갖는 시스템 코드의 개발link Kim, Hyeon-Il; 김현일; et al, 한국과학기술원, 2010 |
| 64 | Development of a tool for knowledge base verification of expert system based on Design/CPN = Design/CPN에 기초를 둔 전문가 시스템의 지식기반 확인을 위한 도구의 개발link Kim, Jong-Hyun; 김종현; et al, 한국과학기술원, 1998 |
| 65 | Development of a Two-Fluid, Three-Dimensional Sodium Boiling Code, THERMIT-6s for LMFBR Accident Analysis 노희천, 한국원자력학회 춘계학술발표회, 한국원자력학회, 1983 |
| 66 | Development of an improved reflood model for RELAP5 and SPACE = RELAP5와 SPACE를 위한 개선된 재관수 모델 개발link Choi, Tong-Soo; 최동수; et al, 한국과학기술원, 2013 |
| 67 | Development of CRUD thickness estimation model under pressurized water reactor condition = 가압경수로 조건에서의 크러드 두께 예측 모델 개발link Kim, Jegon; 김제곤; et al, 한국과학기술원, 2016 |
| 68 | Development of graphite oxidation model for air-ingress analysis in HTGR = 고온가스원자로의 공기침투해석을 위한 흑연산화반응모델 개발link Kim, Eung-Soo; 김응수; et al, 한국과학기술원, 2006 |
| 69 | Development of performance model of CDI electrode for desalination = 전극 특성에 따른 CDI 담수 장치 성능 모델 개발link Jeon, Byong-Guk; 전병국; et al, 한국과학기술원, 2010 |
| 70 | Development of the Microcomputer-basect Adaptive Control System for Steam Generator Level Control 노희천; 배병환, 한국원자력학회 추계학술발표회, 한국원자력학회, 1985 |
| 71 | Development of the subcooled boiling model using a computer tool with the drift-flux model = 드리프트-플럭스 모델의 컴퓨터 프로그램을 이용한 과냉 비등 모델 개발link Ha, Kwi-Seok; 하귀석; et al, 한국과학기술원, 2004 |
| 72 | Development of three dimensional two-fluid code for U-tube steam generator thermal design alalysis = 핵증기 발생기의 설계 해석을 위한 3차원 이상 이류 모형의 열수력 전산 코드의 개발link Lee, Jae-Young; 이재영; et al, 한국과학기술원, 1986 |
| 73 | Direct Numerical Technique of Mathematical Programming for Optimal Control of Xenon Oscillation in Load Following Operation 노희천; 윤명현, 한국원자력학회 추계학술발표회, 한국원자력학회, 1984 |
| 74 | 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 |
| 75 | 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 |
| 76 | 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 |
| 77 | Droplet size prediction model based on upper limit log normal distribution in venturi scrubber = Upper limit log normal 분포를 이용한 벤츄리 스크러버내 액적크기 예측모델 개발연구link Lee, Sang Won; No, Hee Cheon; et al, 한국과학기술원, 2019 |
| 78 | Dynamic model of YGN 3&4 steam generators for natural circulation mode = 영광 3,4호기 증기발생기의 자연순환 해석을 위한 동적 모델link Sohn, Jong-Jonn; 손종주; et al, 한국과학기술원, 1995 |
| 79 | Dynamic Modelling and Optimum Level Controller Design for Steam Generators in PWRs 노희천; 서규원, 한국원자력학회 추계학술발표회, 한국원자력학회, 1984 |
| 80 | Effect of Heat Flux on Concentration Feactor in Crevices of Tube Support Plates of Nuclear Steam Generators 노희천; 신상운, 한국원자력학회 춘계학술발표회, 한국원자력학회, 1984 |
| 81 | Effect of Interfacial Drag Force on the Numerical Stability of the Two-Fluid Model 노희천; 이재영, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 1988 |
| 82 | 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 |
| 83 | Effects of a steam jetting mode on the safety injection of the core makeup tank = 증기제팅모드가 노심보충수탱크(CMT) 안전주입에 미치는 영향에 관한 연구link Lee, Gyu-Cheon; 이규천; et al, 한국과학기술원, 1994 |
| 84 | Evaluation of Fuel Performance in PWR After Cladding Defect 노희천; 송성일, 한국원자력학회 춘계학술발표회, 한국원자력학회, 1984 |
| 85 | 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 |
| 86 | Experimental and CFD studies of condensation with non-condensable and air natural convection in a passive decay heat removal system = 비응축 가스를 포함한 응축과 공기자연대류를 이용한 피동 잔열 제거 계통에 관한 실험 및 CFD 연구link Kim, Do Yun; No, Hee Cheon; et al, 한국과학기술원, 2019 |
| 87 | Experimental and numerical investigations of thermal-hydraulic characteristics for the design of a Printed Circuit Heat Exchanger (PCHE) in HTGRs = 고온가스냉각로의 PCHE 설계를 위한 열수력 특성의 실험 및 수치적 연구link Kim, In-Hun; 김인훈; et al, 한국과학기술원, 2012 |
| 88 | Experimental investigation of denting phenomenon in the steam generators of the nuclear power plant = 원자력 발전소의 증기 발생기에서 일어나는 Denting 현상의 실험적인 고찰link Shin, Sang-Woon; 신상운; et al, 한국과학기술원, 1984 |
| 89 | Experimental investigation of heat transfer coefficients for reflux condensation in the presence of noncondensible gas = 비응축성 가스의 존재시 Reflux Condensation 현상에서의 열전달계수에 대한 실험적 연구link Moon, Young-Min; 문영민; et al, 한국과학기술원, 1998 |
| 90 | Experimental investigation of two-phase mixture water level tracking in nuclear steam generators = 원자력 발전소 증기 발생기에서의 이상류 수위 추적에 관한 실험적 고찰link Jun, Byung-Soon; 전병순; et al, 한국과학기술원, 1993 |
| 91 | Experimental investigations of film boiling heat transfer on a sphere for evaluating thermal-hydraulic behavior of corium particle during fuel-coolant interaction = 용융연료-냉각재 상호작용 시 코륨 입자의 열수력적 거동 모사를 위한 구 막비등 열전달 연구link Yoon, Seung Hyun; No, Hee Cheon; et al, 한국과학기술원, 2019 |
| 92 | Experimental studies of adaptive control system for nuclear steam generators = 증기 발생기의 적응 제어시스템에 대한 실험적 연구link Cho, Byung-Hak; 조병학; et al, 한국과학기술원, 1986 |
| 93 | Experimental studies of boric acid precipitation in nuclear power plants during the post-LOCA long-term cooling period = 냉각재 상실사고 후 장기냉각에서 원자로 붕산석출에 관한 실험적 연구link Luo, Hu; 나호; et al, 한국과학기술원, 2008 |
| 94 | Experimental studies of flooding in nearly horizontal pipes = 수평관에서의 역류 제한 현상에 관한 실험적 연구link Choi, Ki-Yong; 최기용; et al, 한국과학기술원, 1993 |
| 95 | Experimental studies of steam condensation in the presence of air in a vertical tube = 수직관에서의 증기-공기 혼합물의 응축에 관한 실험적 연구link Park, Hyun-Sik; 박현식; et al, 한국과학기술원, 1994 |
| 96 | Experimental studies on optimal process of the iodine-sulfur cycle for nuclear hydrogen production = 원자력 수소 생산을 위한 요오드-황산 싸이클의 최적 공정에 대한 실험적 연구link Yoon, Ho-Joon; 윤호준; et al, 한국과학기술원, 2010 |
| 97 | Experimental study and design of the sulfuric acid catalytic decomposer for the nuclear hydrogen production = 원자력 수소 생산을 위한 황산 촉매 분해 공정의 개발과 분석link Kim, Young-Soo; 김영수; et al, 한국과학기술원, 2013 |
| 98 | Experimental study of external condensation and flashing-induced instability for passive containment cooling system = 피동 원자로건물 냉각계통 적용을 위한 외부응축현상 및 증발기인 유동불안정성에 관한 실험적 연구link Lim, Sang Gyu; Lee, Jeong Ik; 이정익; NO, Hee Cheon; et al, 한국과학기술원, 2020 |
| 99 | Experimental study on counter-current flow limitation for passive emergency core cooling system in SMR = 중소형원자로의 피동비상노심냉각계통 개발을 위한 대향류유동한계의 실험적 연구link Kim, Ho-Sik; 김호식; et al, 한국과학기술원, 2016 |
| 100 | Experimental study on two-phase flow instability for application of PCHE-type steam generator in SMR = 소형모듈원전 내 인쇄기판형 증기발생기의 적용을 위한 이상 유동 불안정성에 대한 실험적 연구link Shin, ChangWook; 신창욱; et al, 한국과학기술원, 2017 |
| 101 | Experiments of HI decomposition in Iodine-sulfur process = 요오드-황 공정에서 요오드화 수소 분해 실험link Yoon, Ho-Joon; 윤호준; et al, 한국과학기술원, 2006 |
| 102 | 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 |
| 103 | Flow regime transition and heat transfer model at low mass flux condition in a post-dryout region = 포스트-드라이아웃 영역에서의 유동형태 천이와 저유량 조건에서의 열전달 모델link Jeong, Hae-Yong; 정해용; et al, 한국과학기술원, 1996 |
| 104 | Fluent의 삼차원 LES 난류 모델을 이용한 가압 경수로 연료봉 다발에서 멱 스펙트럼 밀도의 해석 노희천; 김현민, 한국원자력학회 춘계발표회, 한국원자력학회, 2003 |
| 105 | Fuel-coolant interaction models based on corium experimental data under release of corium into water = 노심용융물 노외 누출 사고 시 용융연료-냉각재 상호작용 해석을 위한 코륨 실험 데이터 기반 모델 개발link Kim, Jegon; Lee, Jeong Ik; 이정익; No, Hee Cheon; et al, 한국과학기술원, 2020 |
| 106 | Graphite oxidation and structural strength of bottom support system in VHTR = VHTR 하부 지지구조체의 흑연 산화 및 구조 강도link Park, Byung-Ha; 박병하; et al, 한국과학기술원, 2009 |
| 107 | Helium Hydraulic Tests in the Printed Circuit Heat Exchanger 노희천; Kim, In Hun; Lee, Cheol Shin, 한국원자력학회 춘계발표회, 한국원자력학회, 2008 |
