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Showing results 61 to 80 of 911

61
Safety analysis of compacted spent fuel with natural convection flow = 자연 대류시 밀집된 사용후 핵연료 저장조에서의 안전성 분석link

Lee, Chang-Ju; 이창주; et al, 한국과학기술원, 1986

62
水蒸氣 噴射에 의한 液體 solidium 과 水蒸氣 反應現象 硏究 = A study on the reaction phenomean of the jet steam with liquid sodiumlink

남호윤; Nam, Ho-Yun; et al, 한국과학기술원, 1986

63
Development of computer code for the optimization of $D_2O$ upgrader = 중수 승급기의 최적화를 위한 전산 코드 개발link

Son, Sun-Hwan; 손순환; et al, 한국과학기술원, 1986

64
Comparative analysis of the finite element method and the body fit method for the mixed convection analysis in rod bundles = 봉다발 내에서의 혼합대류 현상의 해석을 위한 유한요소법과 경계면에 맞춘 좌표계 방법의 비교 분석link

Lee, Goung-Jin; 이경진; et al, 한국과학기술원, 1986

65
(A) modified nodal diffusion method for applying to PWR core anlaysis = 수정노달 확산법의 PWR 노심 해석에의 응용link

Kim, Sang-Ji; 김상지; et al, 한국과학기술원, 1986

66
다공판탑을 이용한 $NO_x$ GAS 흡수에 관한 연구 = Study on $NO_x$ GAS absorption in seive plate columnlink

김병태; Kim, Byung-Tae; et al, 한국과학기술원, 1986

67
Optimal test interval modeling of nuclear safety system using the inherent unavailability and human error = 고유이용불능도와 인간 실수를 고려한 원자력 안전계통의 최적테스트 주기모델링link

Lee, Jong-Ho; 이종호; et al, 한국과학기술원, 1986

68
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

69
(The) derivation of the closed form solution for two-phase mixture level and collapsed liquid level in a boil-off transient = 과도증발사고시 이상혼합체 수위와 기포 제거 수위에 대한 폐쇄형 해의 유도link

Jin, Jeong-Soo; 진정수; et al, 한국과학기술원, 1986

70
핵연료 소결체의 편심이 핵연료봉 열적성능에 미치는 영향에 관한 연구 = A study on the effect of fuel eccentricity on fuel rod thermal performancelink

서영근; Suh, Young-Keun; et al, 한국과학기술원, 1986

71
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

72
표준 원통형 핵연료와 환형 핵연료의 PCI CODE를 이용한 열-역학적 거동 분석 = Comparison of thermo-mechanical behaviors of solid and annular type fuel using the PCI CODElink

김종렬; Kim, Jong-Ryul; et al, 한국과학기술원, 1987

73
Development of an expert system for the design synthesis and the reliability assessment = 디자인 합성과 신뢰도 평가를 위한 전문가 시스템의 개발link

Min, Bok-Ki; 민복기; et al, 한국과학기술원, 1987

74
(An) analytical model for solid spot thermal conductance of nuclear fuel pellet-cladding interfaces = 핵연료 소결체-피복관 접촉면의 고체 접촉점 열전도에 대한 해석적 모델link

Heo, Young-Ho; 허영호; et al, 한국과학기술원, 1987

75
Development of an expert system as an aid for emergency operating procedures of nuclear power plants = 원자력 발전소 비상운전절차서를 지원하는 전문가 체제의 개발link

Kim, Hyun-Koon; 김현군; et al, 한국과학기술원, 1987

76
Out-of-pile test for yielding behavior of PWR fuel cladding material = 노외 실험을 통한 가압 경수형 핵 연료 피복재의 항복거동 연구link

Yi, Jae-Kyung; 이재경; et al, 한국과학기술원, 1987

77
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

78
Digital simulation and state estimation of the LOFT reactor based on simple reactor model and kalman filtering method = 단순화시킨 원자로모델과 칼만필터기법에 의한 LOFT 원자로의 디지탈시뮤레이션과 상태추정link

Han, Sang-Joon; 한상준; et al, 한국과학기술원, 1987

79
(The) manipulation of time-varying dynamic variables using rule modification method and performance index in NPP accident diagnostics expert system = 원자력발전소 사고진단 전문가시스템에서의 룰변환 방법과 수행지수를 이용한 시간변화에 따른 동적 변수의 처리link

Choi, Kie-Yong; 최기용; et al, 한국과학기술원, 1987

80
Effect of preoxidation on the zircaloy-4 oxidation behavior in steam-water mixture between 700℃ and 850℃ = 수증기와 물의 혼합분위기에서 기산화층이 지르칼로이-4의 산화거동에 미치는 영향link

Yoo, Jong-Sung; 유종성; et al, 한국과학기술원, 1987

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