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Browse "NE-Theses_Master(석사논문) " by Author Lee, Byong-Whi

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1
(A) study on economic viability of life extension of nuclear power plants in Korea : a case study of kori ＃1 unit = 한국에서의 원자력발전소 수명연장의 경제적 가능성 연구 : 고리 1호기 사례연구link

Kim, Hyun-Jun; 김현준; Lee, Byong-Whi; Chang, Soon-Heung; et al, 한국과학기술원, 1993

2
(A) study on safeguards application at large Pu inventories : optimum sampling plan = 플루토늄 재고시설에서의 안전조치 적용의 최적화 연구 : 사찰표본 추출을 중심으로link

Park, Sung-Gi; 박승기; et al, 한국과학기술원, 1996

3
(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

4
Analysis on the public acceptance of nuclear energy using structural equation model with latent variables = 잠재변수를 지닌 구조식 모형을 이용한 원자력에 대한 국민 수용성 분석link

Lee, Young-Eal; 이영일; et al, 한국과학기술원, 1996

5
Analysis on the public acceptance of nuclear power plant and its policies = 원자력발전소 및 그 정책들에 대한 국민수용성 분석link

Choi, Young-Sung; 최영성; et al, 한국과학기술원, 1994

6
Charpy impact and slow-bend tests for substandard V-notched and side-grooved specimens = 측면홈을 가진 표준이하 V-노치 시편의 충격 및 저속굽힘 시험link

Park, Jong-Chae; 박종채; et al, 한국과학기술원, 1994

7
Cold worked Zr-2.5Nb, heat treated Zr-2.5Nb, zircaloy-2 압력관의 delayed hydride cracking 기구에 대한 연구 = A study on the delayed hydride cracking mechanism in cold worked Zr-2.5Nb, heat treated Zr-2.5Nb and zircaloy-2 pressure tubeslink

최광식; Choi, Kwang-Sik; 이병휘; 김인섭; et al, 한국과학기술원, 1992

8
Development of computer code for simulation of multicomponent aerosol dynamics : uncertainty and sensitivity analysis = 다성분 에어졸계의 동특성 묘사를 위한 Computer code 의 개발 : 불확실성 및 민감도 해석link

Na, Jang-Hwan; 나장환; et al, 한국과학기술원, 1987

9
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

10
Economic assessment of coal-fired & nuclear power generation in the year 2000 : equal health hazard risk basis = 2000년대 석탄화력과 원자력발전 경제성 평가-균등보건재해 위험부담 기준link

Seong, Kie-Bong; 성기봉; et al, 한국과학기술원, 1989

11
Effect of cooling rate on thermal aging in β treated zircaloy-4 = β열처리된 지르칼로이-4에서 냉각속도가 열시효에 미치는 영향에 관한 연구link

Baek, Jong-Hyuk; 백종혁; et al, 한국과학기술원, 1990

12
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

13
Effect of residual stress on crack-tip for fatigue crack propagation = 균열 선단에서의 잔류응력이 피로균열성장에 미치는 영향link

Kim, Kyung-Mo; 김경모; et al, 한국과학기술원, 1995

14
Expanding copper mandrel test evaluation of yielding and strain aging behavior of zircaloy-4 PWR fuel clad tube = 구리 맨그렐 팽창시험법을 이용한 가압경수형 피복관 지르칼로이-4의 항복과 변형시효에 관한 연구link

Park, Heung-Bae; 박흥배; et al, 한국과학기술원, 1988

15
Improved stress analysis of fuel rod with $UO_2$ crack using finite element method = 유한 요소법을 이용한 $UO_2$ 페레트 균열이 함유된 핵연료봉의 개선된 응력 분석link

Ra, In-Sik; 라인식; et al, 한국과학기술원, 1991

16
Korean nuclear reactor strategy for the early 21st century : a techno-economic and constraints comparison = 21세기 한국의 원자로형 전략에 대한 기술경제성 및 제약조건 계통분석link

Shin, Young-Kyun; 신영균; et al, 한국과학기술원, 1990

17
Optimal load following operation pattern for korean nuclear power plants = 한국의 원자력발전소에 대한 최적 부하추종운전link

Yoo, Guk-Hee; 유국희; et al, 한국과학기술원, 1991

18
Optimization of the Korean nuclear fuel cycle using linear programming = 선형계획법을 이용한 한국원전연료 주기의 최적화link

Kim, Jin-Ill; 김진일; et al, 한국과학기술원, 1995

19
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

20
Power generation cost comparison of nuclear and coal in view of future korean environmental regulations : sensitivity and uncertainty analysis for year 2001 = 장차 한국의 환경 규제 여건에 따른 원자력과 석탄화력의 발전 단가 비교 : 2001 년도 민감도 및 불확실도 분석link

Oh, Sung-Ho; 오성호; et al, 한국과학기술원, 1988

21
Prediction of operating time of the nuclear power plant : multiple linear regression analysis = 원자력발전소의 가동시간 예측 : 다중선형회귀분석link

Kim, Kyong-Nam; 김경남; et al, 한국과학기술원, 1990

22
R&D strategy for nuclear power technology in korea using AHP = 분석적 계층화 방법을 이용한 국내 원자력발전 관련기술의 연구개발 전략link

Lim, Chae-Young; 임채영; Lee, Byong-Whi; Chang, Soon-Heung; et al, 한국과학기술원, 1993

23
Recovery of hardness and resistivity during annealing of 16MeV proton irradiated 12Cr-1MoV Steel = 16 Mev 양성자에 조사된 12Cr-1MoV강에서의 소둔 중 경도와 비저항의 회복link

Nam, Cheol; 남철; Kim, In-Sup; Lee, Byong-Whi; et al, 한국과학기술원, 1992

24
System analysis on the korean nuclear fuel cycle = 한국의 핵연료주기에 대한 계통분석link

Chae, Kyu-Nam; 채규남; et al, 한국과학기술원, 1990

25
(The) analysis of fuel rod behavior using finite element method = 유한요소법을 이용한 핵연료 거동 분석link

Park, Young-Seob; 박영섭; et al, 한국과학기술원, 1988

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