| 1 | A CRUD deposit model on boiling surfaces for AOA assessment = AOA 예측을 위한 비등 면에서의 CRUD 침적 모델 개발link Kim, Min Ju; 김민주; et al, 한국과학기술원, 2015 |
| 2 | A Determination of Bias between Calculational Methods for the Criticality Safety Analysis of Spent Fuel Storage Pool with Burnup Credit 이창건; 전병진; 노희천, NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY , v.18, no.1, pp.17 - 26, 1986-01 |
| 3 | A New Method for the Incorporation for Spectral Effects to One Group Nodal Simulator 노희천; 노재만; 박찬호, 한국원자력학회 추계학술발표회, 한국원자력학회, 1985 |
| 4 | A Non-Equilibrium Three-Region Model for Transient Analysis of PWR Pressurizer 노희천; 백승민, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 1985 |
| 5 | A Simple analytical Scaling Method for a Scaled-Down Test Facility Simulating SB-LOCA in a Passive PWR 노희천; 이상일, 한국원자력학회 춘계발표회, pp.437 - 446, 한국원자력학회, 1992 |
| 6 | A Two-Phase Water Level Traching Logic for the Reactor Safety Code 노희천; 정해용, 한국원자력학회 추계발표회, 1991 |
| 7 | (A) CHF mapping method based on dry spot model for finned surfaces = 드라이-스팟 모델에 기반한 핀 구조표면의 임계열유속 매핑법 개발link Choi, Jin-Young; 최진영; et al, 한국과학기술원, 2016 |
| 8 | (A) dry-spot model of critical heat flux and transition boiling in pool and subcooled forced convection boiling = 수조 및 과냉 강제대류비등에서 임계 열유속 및 천이비등을 위한 드라이-스팟 모델link Ha, Sang-Jun; 하상준; et al, 한국과학기술원, 1998 |
| 9 | (A) fast, implicit numerical scheme for subchannel geometries = 원자로심의 열수력학적 해석을 위한 새로운 수치해법link Yang, Joon-On; 양준언; et al, 한국과학기술원, 1986 |
| 10 | (A) fast-running simulator code for real-time transients simulation of pressurized water reactors = 가압경수형 원자력 발전소 사고해석을 위한 실시간 시뮬레이터 코드 개발link Jun, Hwang-Yong; 전황용; et al, 한국과학기술원, 1987 |
| 11 | (A) gas turbine code for off-design performance and transient analysis of high-temperature gas-cooled reactors = 가스터빈 탈설계점 성능예측 및 고온가스로의 천이해석을 위한 코드 개발link Kim, Ji-Hwan; 김지환; et al, 한국과학기술원, 2008 |
| 12 | (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 |
| 13 | (A) simple analytical scaling method for a scaled-down test facility simulating SB-LOCAs in a passive PWR = 피동 경수로의 소규모 냉각재 상실사고 실험장치를 위한 단순화된 해석적 축소화 방법 개발link Lee, Sang-Il; 이상일; et al, 한국과학기술원, 1992 |
| 14 | (A) stability analysis method for the fuzzy controller and its application = 퍼지제어기 안정성 분석방법 연구 및 적용link Han, Suk-Gyu; 한석규; et al, 한국과학기술원, 1994 |
| 15 | (A) study of fuzzy logic controller for water level control of the PWR steam generator = 가압경수로 증기발생기 수위제어를 위한 fuzzy 제어기에 관한 연구link Kim, Dong-Wan; 김동완; et al, 한국과학기술원, 1991 |
| 16 | (A) study of pole-assignment self-tuning control for steam generator water level = 증기 발생기 수위 제어를 위한 pole-assignment self-tuning의 연구link Choi, Byung-Jae; 최병재; et al, 한국과학기술원, 1989 |
| 17 | (A) study on microcomputer-based adaptive control system of a steam generator = 마이크로 컴퓨터를 이용한 증기 발생기의 적응 제어 시스템에 관한 연구link Bae, Byoung-Hwan; 배병환; et al, 한국과학기술원, 1985 |
| 18 | (A) three-region model for tracking a two-phase mixture water level in the micro-simulator = 마이크로 시뮬레이터에서의 수위 추적을 위한 3 지역 모델link Seok, Ho; 석호; et al, 한국과학기술원, 1994 |
| 19 | (A) two-phase water level tracking logic for the reactor safety code = 원자로 안전 해석 코드에서의 수위 추적에 관한 연구link Jeong, Hae-Yong; 정해용; et al, 한국과학기술원, 1991 |
| 20 | Advanced Numerical Scheme for a Real Time Accident Simulator 노희천; 정동욱, 한국원자력학회 춘계학술발표회, 한국원자력학회, 1984 |
| 21 | Advanced optimum level controller design for nuclear steam generator = 원자로 증기 발생기의 최적 수위 조절기 설계link Suh, Gyoo-Won; 서규원; et al, 한국과학기술원, 1984 |
| 22 | Air-water mixing experiments for direct vessel injection of KNGR = 차세대원자로 원자로용기 직접주입에 대한 물과 공기 혼합실험link Hwang, Do-Hyun; 황도현; et al, 한국과학기술원, 2000 |
| 23 | An Analytical Method for Generating the Scaling Criteria of Core Uncovery and Heatup Processes 노희천; Ishii, M, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 1990 |
| 24 | An Analytical Method for Generating the Scaling Criteria of Core Uncovery and Heatup Processes 노희천, 세계한민족 과학기술자 종합학술대회, 1985 |
| 25 | An experimental and analytical study of externally condensing heat exchangers for PCCS with an air holdup tank = 공기 수집 탱크를 활용한 PCCS용 관외 응축 열교환기의 실험 및 해석적 연구link Jeon, Byong Guk; 전병국; et al, 한국과학기술원, 2015 |
| 26 | An experimental study for efficiency improvement of HI decomposition process in the Sulfur-Iodine cycle = 요오드-황 수소 생산 공정에서 요오드화 수소 분해의 효율 개선을 위한 실험적 연구link Choi, Jin-Young; 최진영; et al, 한국과학기술원, 2011 |
| 27 | An experimental study of oxidation of graphite structure and SiC layer for VHTR severe accident analysis = VHTR 중대사고 해석을 위한 흑연 구조체 및 SiC 피복층 산화 실험link Park, Byung-Ha; 박병하; et al, 한국과학기술원, 2014 |
| 28 | An Experimental Study of Viscosity Effect on Flooding Phenomena 노희천; 정지환; 장순흥, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 1990 |
| 29 | An Intellingent Controller of the Water Level of the PWR Steam Generator 노희천; 이재영, 한국원자력학회 추계발표회, 한국원자력학회, 1991 |
| 30 | (An) advanced numerical method with fully-implicit two-fluid model for a real-time accident simulator = 원자력 발전소의 실시간 사고 해석을 위한 수치 해법link Jeong, Jae-Jun; 정재준; et al, 한국과학기술원, 1986 |
| 31 | (An) advanced numerical scheme for transient thermal hydraulic analysis in a nuclear power plant = 원자력 발전소의 과도 열유체 해석을 위한 새로운 수치 해법link Jerng, Dong-Wook; 정동욱; et al, 한국과학기술원, 1985 |
| 32 | (An) Experimental and analytical study on the bubble-to-slug flow regime transition based on the void wave instability = 기포파의 불안정성에 의한 기포-슬러그 유동 천이한계의 결정에 관한 실험 및 이론적 연구link Song, Chul-Hwa; 송철화; et al, 한국과학기술원, 1995 |
| 33 | (An) experimental investigation for advanced steam separator design used in nuclear steam generators = 원자로 증기 발생기의 증기 분리기 설계를 위한 실험적 연구link Kim, Young-Gyun; 김영균; et al, 한국과학기술원, 1985 |
| 34 | (An) experimental study of self-tuning control system for steam generators = 증기발생기의 Self-tuning 제어에 관한 실험적 연구link Lee, Gwang-Dae; 이광대; et al, 한국과학기술원, 1988 |
| 35 | (An) experimental study of solitary wave transition characteristics for countercurrent stratified air-water flows in a horizontal pipe = 수평관에서 공기-물 역층류 유동시 계면파 천이 특성에 관한 실험적 연구link Chung, Heung-June; 정흥준; et al, 한국과학기술원, 1995 |
| 36 | (An) experimental study of thermal-hydraulic phenomena in the downcomer with direct vessel injection of APR1400 during LBLOCA reflood phase = 원자로용기 직접주입 계통을 가지는 APR1400에서 대형 냉각재 상실 사고 시 재관수 동안 강수부 내에서의 열수력 현상에 관한 실험적 연구link Lee, Dong-Won; 이동원; et al, 한국과학기술원, 2004 |
| 37 | (An) experimental study of two-phase critical flow through a safety relief valve = 압력방출밸브에서 이상유체의 임계유동에 대한 실헙적 연구link Kim, Se-Won; 김세원; et al, 한국과학기술원, 2001 |
| 38 | (An) experimental study on pool boiling characteristics of carbon nano tube (CNT) and fullerene (C-60) nanofluids = 탄소 나노 튜브(CNT)와 풀러린(C-60) 나노유체의 수조 비등 특성에 관한 실험적 연구link Ai, Melani; 아이, 멜라니; Chang, Soon-Heung; 장순흥; No, Hee-Cheon; 노희천; et al, 한국과학기술원, 2009 |
| 39 | (An) improved model for predicting the two-phase mixture level in a reator vessel under loss of coolant accident conditions = 냉각재 상실사고시 원자로용기내에서의 이상혼합체 수위 예측을 위한 개선된 모델link Hwang, Tae-Suk; 황태석; et al, 한국과학기술원, 1989 |
| 40 | (An) integral response scaling method, assessment of code scalability, and scaling methodology validation for an integral test facility = 종합실험장치 제작을 위한 종합반응 스케일링 방법, 코드 스케일능력 평가와 스케일링 방법론 검증link Kim, Hyoung-Tae; 김형태; et al, 한국과학기술원, 2001 |
| 41 | (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 |
| 42 | Analysis and optimal process development of the iodine-Sulfur cycle for nuclear hydrogen production = 원자력 수소 생산을 위한 요오드-황산 싸이클의 분석과 최적 공정 개발link Lee, Byung-Jin; 이병진; et al, 한국과학기술원, 2009 |
| 43 | Analytical work of nuclear reactor pressure vessel rupture size enlargement during severe accidents = 중대사고시 원자로 압력 용기 파손 크기 확장에 관한 해석적 연구link Song, Mun Won; No, Hee Cheon; et al, 한국과학기술원, 2018 |
| 44 | Annular-intermittent flow regime transition model and its application to boil-off pattern transition and dryout model = 환상류-간헐류 천이모델과 이의 증발형태 천이와 드라이아웃 모델에의 적용link Lim, In-Cheol; 임인철; et al, 한국과학기술원, 1996 |
| 45 | Application of RELAP5/MOD3.1 to the evaluation of performance of secondary condensers = RELAP5/MOD3.1 코드를 이용한 이차응축계통 성능 해석link Kim, Hyoung-Tae; 김형태; et al, 한국과학기술원, 1996 |
| 46 | Application of triplex SiC cladding to korean PWRs = Triplex SiC 피복관의 한국형 원전 적용link Jeong, Jae-Hoon; 정재훈; et al, 한국과학기술원, 2014 |
| 47 | Application of Visualization Techniques to the Boiling Structures of Subcooled Boiling Flow and Critical Heat Flux = 과냉 비등유동 및 임계 열유속의 비등구조에 대한 가시화 기법의 적용link Chu, In-Cheol; 주인철; et al, 한국과학기술원, 2011 |
| 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 |
