Browse "NE-Theses_Master(석사논문) " by Issue Date 

Jump to a point in the index:

Showing results 41 to 60 of 932

41
Development of combined algorithm of on-line instrument failure detection with improved GLR method and suboptimal control on PWR pressurizer = 가압 경수로 가압기에 대한 개선된 GLR 방식을 이용한 측정기기 고장 진단 및 보상 준최적 제어의 병합 알고리즘 개발link

Jung, Hack-Young; 정학영; et al, 한국과학기술원, 1985

42
Optimization of radwaste treatment system by using revised step method(RESTEM) = RESTEM 을 이용한 방사성 폐기물 처리 계통의 최적화link

An, Jae-Yeol; 안재열; et al, 한국과학기술원, 1985

43
(An) experimental investigation of the thermal stratification in the pool type LMFBR under mixed circulation = 풀형 고속증식로에서의 혼합순환하에서 열층형성에 대한 실험적 고찰link

Kwon, Young-Joon; 권영준; et al, 한국과학기술원, 1986

44
지르칼로이-4판재에 있어서의 산화에 의한 응력분포에 관한 연구 = A study on the distribution of oxidation induced stress in zircaloy-4 sheet specimenlink

임재수; Im, Jae-Su; et al, 한국과학기술원, 1986

45
Probabilistic safety assessment of low level radioactive waste disposal system = 중저준위 방사성 폐기물 처분의 확률론적 사고 해석link

Kim, Poong-Oh; 김풍오; et al, 한국과학기술원, 1986

46
(A) determination of bias between calculational methods for the criticality safety analysis of spent fuel stroage pool with burnup credit = 연소를 고려한 사용 후 핵연료 저장조 핵임계 안전성분석에서 계산체계간의 편차결정방법 연구link

Jun, Byung-Jin; 전병진; et al, 한국과학기술원, 1986

47
Analysis of radionuclide migration in combined fracture/porous media by using stream tube approach = 유관 접근법을 이용한 균열/기공 혼합매체에서의 방사성 동위원소의 이동에 관한 연구link

Song, Jong-Soon; 송종순; et al, 한국과학기술원, 1986

48
Leaching study of Cs-137 from a cement matrix generated at nuclear power plant = 원자력 발전소에서 생성된 시멘트 고하체로부터 세슘-137 의 용출현상 연구link

Doh, Jeong-Yeul; 도정열; et al, 한국과학기술원, 1986

49
Critical two-phase flow of initially subcooled and saturated water = 과냉각수및 포화수에 대한 임계 이상 유량에 관한 연구link

Son, Se-Do; 손세도; et al, 한국과학기술원, 1986

50
Development of neutron flux measurement by using prompt and delayed self powered neutron detectors = 즉발과 지연 자기 출력형 중성자 계측기를 이용한 중성자속 측정방법 개발link

Yoo, Hyung-Keun; 유형근; et al, 한국과학기술원, 1986

51
(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

52
(A) new method for the incorporation of spectral effects to one group nodal simulators = 새로운 열속 천이현상 취급법의 일군 노달 시뮬레이터 적용link

Noh, Jae-Man; 노재만; et al, 한국과학기술원, 1986

53
(The) flux reconstruction method for nodal calculations = 소격격자 계산으로부터 집합체내의 중성자속 계산방법 개발link

Jung, Il-Seop; 정일섭; et al, 한국과학기술원, 1986

54
(A) study on the removal efficiency of multicomponent fission gas mixture using activated carbon beds = 활성탄층을 이용한 다성분 핵분열가스 혼합물의 제거효율에 관한 연구link

Kim, Hee-Geun; 김희근; et al, 한국과학기술원, 1986

55
Development of the best-estimate computer code for reflood transient analysis = 가압 경수형 원자로에서의 재관수 현상의 정밀 해석을 위한 computer code 의 개발link

Park, Moon-Ghu; 박문규; et al, 한국과학기술원, 1986

56
Methodology development of the uncertainty analysis for the assessment of large computer codes = 대형 전산 코드의 평가를 위한 불확실성 분석 방법 개발link

Im, In-Young; 임인영; et al, 한국과학기술원, 1986

57
(An) experimental investigation of solidification of an initially stagnant fluid on the outside wall of a cooled cylinder = 냉각되는 원통 표면에 초기 정지 상태에 있는 유체의 고형화에 대한 실험적 연구link

Kim, Yeon-Sik; 김연식; et al, 한국과학기술원, 1986

58
Trinomial failure rate model for treating common mode failure = 공통 모드를 실패 해석을 위한 삼항(三項) 고장률 모델link

Han, Sang-Gil; 한상길; et al, 한국과학기술원, 1986

59
(A) fast, implicit numerical scheme for subchannel geometries = 원자로심의 열수력학적 해석을 위한 새로운 수치해법link

Yang, Joon-On; 양준언; et al, 한국과학기술원, 1986

60
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

rss_1.0 rss_2.0 atom_1.0