| 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 |
| 108 | High temperature boric acid solubility from plant condition during post-LOCA long-term cooling period = 냉각재 상실사고 후 장기냉각 시 발전소 조건에서의 고온영역 붕산석출에 관한 실험적 연구link Kim, Young-Soo; 김영수; et al, 한국과학기술원, 2008 |
| 109 | Homogenization methodology for thermal analysis of HTGR block-type core = 고온가스냉각로 블록형태 노심의 열적 분석을 위한 균질화 방법론 개발link Achmad Jaka Bramantya Adji; Adji; et al, 한국과학기술원, 2013 |
| 110 | Hyperbolicity Breaking and Flooding 노희천; 정지환; 이재영, 한국원자력학회 추계발표회, pp.159 - 164, 한국원자력학회, 1992 |
| 111 | Implanting the heat transfer package of COBRA-TF into TRAC = 코브라 코드 열전달 패키지의 트랙 코드로의 이식에 관한 연구link Kim, Han-Sang; 김한상; et al, 한국과학기술원, 2000 |
| 112 | Implementation of drift-flux model into TRAC-PF1 = Drift-flux 모델의 TRAC-PF1 코드에의 적용에 관한 연구link Suh, Sung-Ki; 서성기; et al, 한국과학기술원, 2001 |
| 113 | Improved implicit numerical scheme for nuclear core thermal-hydraulic design analysis = 원자로심의 열수력학적 설계 해석을 위한 수치 해법link Kim, Kyun-Tae; 김균태; et al, 한국과학기술원, 1987 |
| 114 | Improvement of hydrauclic scheme in TRAC using the 3-field model = 3-field model을 이용한 TRAC의 수력학 체계의 개선link Lee, Sang-Ik; 이상익; et al, 한국과학기술원, 2000 |
| 115 | Improvement of the CCFL model of the RELAP5/MOD3.2.2b code in a horizontal pipe = 수평관에서의 RELAP5/MOD3.2.2b 코드의 역류유동제한 모델 개선link Heo, Sun; 허선; et al, 한국과학기술원, 1999 |
| 116 | Improvement of thermodynamic HI decomposition MOdel for Iodine-sulfur water splitting cycle = 요오드-황 수소생산 공정에서 열역학적 요오드화 수소 분해모델 개선link Kim, Seung-Jun; 김승준; et al, 한국과학기술원, 2007 |
| 117 | Interrelationship Between the Drift-Flax Model and the Two-Fluid Model 노희천, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 1991 |
| 118 | LDV measurement technique of local steam flow rates for estimation of local condensation rates for counter-current flow in circular pipes = 원관 역류 유동에서의 응축율 계산에 필요한 국부 증기유량의 측정에 유용한 LDV 사용 기술link Choi, Tong-Soo; 최동수; et al, 한국과학기술원, 1994 |
| 119 | Local velocity measurement in curved pipes using ultrasound technique and FLUENT = 초음파와 FLUENT를 이용한 굴곡 관에서의 속도 측정에 관한 연구link Kook, Sang-Hoon; 국상훈; et al, 한국과학기술원, 2002 |
| 120 | Mathematical modeling of oxidation behaviour and burn-off in nuclear graphite of high temperature gas-cooled reactors = 고온 가스 냉각로 내의 원자로 흑연의 산화와 연소 반응에 대한 수학적 모델링link Iqbal, Kaleem; No, Hee-Cheon; et al, 한국과학기술원, 2005 |
| 121 | Measurement of temperature profile sing infrared thermal camera in turbulent stratified liquid flow for estimation of condensation heat transfer coefficientslink Choi, Sung-Won; 최성원; et al, 한국과학기술원, 1999 |
| 122 | Measurement techniques of local parameters in the downcomer boiling experiment of APR1400 = APR1400의 강수부 비등실험을 위한 국부 변수 측정 기술 개발link Lee, Eu-Hwak; 이어확; et al, 한국과학기술원, 2004 |
| 123 | Measurements of heat transfer coefficients for direct contact condensation in core makeup tanks using holographic interferometer = 홀로그래피 간섭계를 이용한 노심 보충수 계통에서의 직접 접촉 응축 열전달계수 측정link Ju, Seong-Hun; 주성훈; et al, 한국과학기술원, 1996 |
| 124 | Metal corrosion test on HI decomposer base materials for high temperature operation 노희천; 최진영; 김영수; In Jin Sah, 한국원자력학회 2012 춘계학술대회 , 한국원자력학회, 2012-05 |
| 125 | Modeling and Validation of Pressure Vessel Hole Ablation diameter During Severe Accidents 송문원; 노희천, KNS Spring, KNS Spring, 2017-05-18 |
| 126 | Modeling heat transfer through corrosion product deposits on fuel rods in pressurized water reactors Yeo, D. Y.; 노희천, NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, v.342, pp.308 - 319, 2019-02 |
| 127 | Modeling heat transfer through CRUD 여동열; 노희천, KNS Spring, KNS Spring, 2017-05-19 |
| 128 | Off-take, slugging, liquid holdup, and condensation heat transfer critical to mid-loop operation = 부분충수운전중 Off-take, 슬러깅, 액체축적, 응축열전달에 관한 연구link Moon, Young-Min; 문영민; et al, 한국과학기술원, 2003 |
| 129 | On-line monitoring of moisture carryover in steam generator using dual-pulse laser-induced plasma 이동형; 김태형; 김영수; 노희천; 윤종일, Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting, Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting, 2011-10-27 |
| 130 | Optimal control fo xenon spatial oscillations in load following operation = 부하 추적 운전시, Xenon spatial oscillation의 최적 제어에 관한 연구link Yoon, Myung-Hyun; 윤명현; et al, 한국과학기술원, 1984 |
| 131 | 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 |
| 132 | Optimization methodology for fin geometry on Pool-dry PDHR (Passive Decay Heat Removal system) to enhance air cooling using CFD 김도윤; 노희천, KNS Spring, KNS Spring, 2017-05-18 |
| 133 | Performance analysis of the sulfur cycle for nuclear-hydrogen production = 원자력-수소 생산을 위한 황산 사이클 성능분석link Lee, Jung-Hyun; 이정현; et al, 한국과학기술원, 2008 |
| 134 | Performance test evaluation methodology for operator training simulator = 운전원 훈련용 시뮬레이터의 성능시험 방법론link Lee, Yong-Kwan; 이용관; et al, 한국과학기술원, 2002 |
| 135 | Prediction of two-phase mixture levels and local cladding temperature in a reactor vessel under loss of coolant accident = 원자력 발전소의 냉각재 유출 사고시 노심 수위와 피복관의 온도 예측에 관한 연구link Yoon, Han-Young; 윤한영; et al, 한국과학기술원, 1988 |
| 136 | Reevaluation of safety criteria of Zircaloy oxidation embrittlement for improvement of safety margin under accident conditions = 사고 시 안전여유도 증대를 위한 지르칼로이 산화 취화 관련 안전 기준의 재평가link Kim, Bokyung; No, Hee Cheon; et al, 한국과학기술원, 2017 |
| 137 | Scaling and parametric studies of condensation oscillation in an in-containment refueling water storage tank = 격납용기 재장전 수조에서의 응축 진동에 관한 스켈링 및 변수 연구link Lee, Jun-Hyung; 이준형; et al, 한국과학기술원, 2003 |
| 138 | Sigular Points and Hyperbolicity Breaking in Two-Phase Flow 노희천; 이재영, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 1990 |
| 139 | Simultaneous visualization of bubbles and dry spots for pool and forced convective boiling on a horizontal heater and pool boiling CHF model development = 수조 및 강제대류 비등시 수평 가열면에서 기포와 드라이 스팟의 동시 관찰과 수조비등 CHF 모델 개발link Chung, Heung-June; 정흥준; et al, 한국과학기술원, 2003 |
| 140 | Single-tube condensation experiment in Passive Auxiliary Feedwater System of APR1400+ 노희천; 신창욱; 윤봉요; 전병국, 한국원자력학회 2012 춘계학술대회, 한국원자력학회, 2012-05 |
| 141 | $Sodium-CO_2$ interaction in a supercritical $CO_2$ power cycle for a Sodium-cooled Fast Reactor = 초임계 $CO_2$ 동력계통을 사용하는 소듐냉각 고속로의 $소듐-CO_2$ 반응현상에 관한 연구link Eoh, Jae-Hyuk; 어재혁; et al, 한국과학기술원, 2010 |
| 142 | Steam condensation heat transfer in the presence of noncondensables in a vertical tube of passive containment cooling system = 피동격납용기 냉각계통의 수직 응축관 내부에서의 불응축성기체 존재하의 증기응축 열전달link Park, Hyun-Sik; 박현식; et al, 한국과학기술원, 1999 |
| 143 | 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 |
| 144 | Structural Analysis of Surface-Modified Oxidation-Resistant Zirconium Alloy Cladding for Light Water Reactors 노희천; 이유호; 이정익, KNS Spring, KNS Spring, 2014-05-29 |
| 145 | Studies of Virtual Mass 노희천, 한국원자력학회 추계학술발표회, 한국원자력학회, 1983 |
| 146 | Study of the RETRAN Code for Upper Plenum Analyis in Very Small LOCA 노희천, 국내외 한국과학기술자 종합학술대회, 1984 |
| 147 | Study on oxidation model at high temperature under DEC using SPACE = SPACE코드를 이용한 설계확장조건에서의 고온산화모델 연구link Lee, Dong-Kyu; No, Hee Cheon; et al, 한국과학기술원, 2018 |
| 148 | (The) evaluation of the state of fuels in a PWR = 가압 경수형 원자로의 핵연료 상태 평가link Song, Seong-Il; 송성일; No, Hee-Cheon; Chung, Moon-Kyu; et al, 한국과학기술원, 1984 |
| 149 | (The) experimental studies of two-phase mixture level measurement with ultrasonic = 초음파를 이용한 이상류 수위 계측에 관한 실험적 연구link Lee, Dong-Won; 이동원; et al, 한국과학기술원, 1999 |
| 150 | Thermal and stress analysis of a fuel pellet using the finite element method = 유한요소법을 이용한 핵연료 페레트의 온도 및 응력 해석link Jeong, Jong-Tae; 정종태; et al, 한국과학기술원, 1986 |
| 151 | Thermal coupling of HTGR and desalination system, and performance and cost analysis = 고온가스냉각로를 기반으로 한 전기 및 담수생산용 통합시스템의 최적설계 및 안전해석과 성능 및 경제성 분석 프로그램 개발link Kim, Ho-Sik; 김호식; et al, 한국과학기술원, 2011 |
| 152 | Thermal hydraulic performance of the printed circuit heat exchanger in air and helium test loops = 공기와 헬륨 실험루프를 이용한 인쇄형 열교환기의 열유체성능 연구link Kim, In-Hun; 김인훈; et al, 한국과학기술원, 2008 |
| 153 | Thermal-hydraulic analysis and design of printed circuit heat exchangers for KAIST Advanced Pyro-SFRs = KAIST Advanced Pyro-SFRs의 인쇄기판형 열교환기의 열수력적 분석 및 설계link Kang, Gil-Beom; 강길범; et al, 한국과학기술원, 2013 |
| 154 | Thermal-hydraulic analysis of the containment for design of passive containment cooling system = 피동 격납용기 냉각계통의 설계를 위한 격납용기의 열-유체 분석link Park, Jong-Ha; 박종하; et al, 한국과학기술원, 1991 |
| 155 | Thermal-hydraulic evaluation of passive containment cooling system of improved APR+ during LOCAs 노희천; 전병국, KNS Spring, KNS Spring, 2014-05-29 |
| 156 | Thermal-hydraulic experiment and analysis for interim dry storage of spent nuclear fuel = 사용후 핵연료의 중간건식저장에 대한 열유체 실험 및 해석link Yoo, Seung-Hun; 류승훈; et al, 한국과학기술원, 2011 |
| 157 | Thermal-hydraulic experiments for the PCHE type steam generator 노희천; 신창욱, KNS Spring, KNS Spring, 2015-05-07 |
| 158 | Thermal-hydraulic performance of a printed circuit heat exchanger in an air test loop = 공기를 이용한 개방형계에서의 인쇄형 열교환기의 열수력학적 실험link Song, Sung-Chu; 송성주; et al, 한국과학기술원, 2006 |
| 159 | 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 |
| 160 | Thermohydraulic design analysis of PWR U-tube steam generator = 가압 경수형 원자력 발전소에 사용되는 U-TUBE 증기 발생기의 열수력적 설계분석link Lee, Chang-Ro; 이창로; et al, 한국과학기술원, 1984 |
| 161 | Three-field modeling with droplet entrainment and de-entrainment models for TRAC-M = TRAC-M을 위한 액적 이탈.점착 모델을 수반한 3-필드 모델링link Lee, Sang-Ik; 이상익; et al, 한국과학기술원, 2005 |
