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Showing results 141 to 160 of 911

141
Dynamic strain aging of zircaloy-4 in biaxial stress state = 이축응력 상태에서 지르칼로-4의 동적 변형시효에 관한 연구link

Park, Gi-Sung; 박기성; et al, 한국과학기술원, 1989

142
일일 부하추종 운전시 핵연료의 건전성 평가 = Evaluation of nuclear fuel integrity during daily load following operationlink

김재원; Kim, Jae-Won; et al, 한국과학기술원, 1989

143
(A) parametric study of water hammer forces in nuclear power systems = 원자로 계통의 수격작용력의 매개변수에 관한 연구link

Youn, Duk-Joo; 윤덕주; et al, 한국과학기술원, 1989

144
(A) study on the lifetime estimation of the nuclear reactor pressure vessel on the basis of fracture mechanics = 파괴 역학적 관점에서 원자로 압력용기의 수명예측에 관한 연구link

Jang, Kag-Su; 장각수; et al, 한국과학기술원, 1989

145
2상 스텐레스 강에서 σ상의 석출 거동에 미치는 시효 열처리 온도의 영향 = Effect of aging temperature on the precipitation bc[e]havior of σ-phase in a duplex stainless steellink

김홍덕; Kim, Hong-Deuk; et al, 한국과학기술원, 1989

146
(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

147
(An) assessment of two-phase critical flow models and data for applications in the safety analysis of nuclear power plants = 원자력발전소 안전분석을 위한 임계이상 유동모형 및 데이타의 평가에 관한 연구link

Park, Jong-Woon; 박종운; et al, 한국과학기술원, 1989

148
(The) development of an alarm filtering system for pressurizer = 가압기 고장 진단 전문가 시스템의 개발link

Park, Hee-Seok; 박희석; et al, 한국과학기술원, 1989

149
(A) semi-markovian approach to reliability analysis of the alternating system = 교대운전계통의 세마이-마코프 신뢰도분석link

Lee, Kwang-Nam; 이광남; et al, 한국과학기술원, 1989

150
(An) experimental investigation of the melt ejection form a PWR cavity during the process of high-pressure melt ejection = 고압 용융물 분출 과정동안 가압경수로 공동으로부터의 용융물 분출에 관한 실험적 연구link

Ha, Jong-Tae; 하종태; et al, 한국과학기술원, 1989

151
Zr-2.5wt%Nb 합금에서 수화물에 의한 지체 균열 전파 거동에 대한 연구 = A study on delayed hydride cracking behavior in Zr-2.5wt%Nb alloyslink

박준상; Park, Jun-Sang; et al, 한국과학기술원, 1989

152
Effect of dynamic strain-ageing on the deformation and fracture behavior in SA 508-cl.3 nuclear pressure vessel steel = SA 508-cl.3 원자로 압력용기강에서 동적 변형시효가 변형과 파괴거동에 미치는 영향link

Kang, Sung-Sik; 강성식; et al, 한국과학기술원, 1989

153
Development of an expert system(ESRCP) for reactor coolant pumps = 원자로 냉각재 펌프를 위한 전문가 시스템(ESRCP)의 개발link

Cheon, Se-Woo; 천세우; et al, 한국과학기술원, 1989

154
(A) biosphere model for probabilistic performance assessment for radioactive waste disposal = 방사성폐기물 처분장의 확률론적 성능 평가를 위한 생태 모형link

Park, Wan-Sou; 박완수; et al, 한국과학기술원, 1989

155
Parameteric uncertainty and sensitivity analysis for the integrated safety assessment of radioactive waste repository = 방사성폐기물처분장 종합안전성평가의 변수적 불확실도 및 민감도분석link

Woo, Kab-Koo; 우갑구; et al, 한국과학기술원, 1989

156
Semi-markov reliability analysis of three test/repair policies in a standby safety system = 대기안전계통의 세가지 시험보수 정책에 대한 세마이-마코브 신뢰도 분석link

Jung, Woo-Sik; 정우식; et al, 한국과학기술원, 1989

157
(The) influence of steam pressure on the nodular corrosion of zircaloy-4 = 지르칼로이-4의 nodule 형태의 부식에 대한 증기 압력의 영향link

Lee, Kang-Moon; 이강문; et al, 한국과학기술원, 1989

158
(An) experimental study on the characteristics of electromagnetic filter = 전자기필터의 특성에 관한 실험적 연구link

Lee, Keum-Yong; 이금용; et al, 한국과학기술원, 1989

159
Effect of high temperature steam oxidation on yielding of zircaloy-4 PWR cladding tubes through expandingcopper mandrel test = 구리 맨드렐 팽창시험법을 이용한 가압경수형 피복관 지르칼로이-4 의 항복에 대한 고온 수증기 산화의 영향link

Nho, Kye-Ho; 노계호; et al, 한국과학기술원, 1989

160
(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

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