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College of Engineering(공과대학)Dept. of Nuclear and Quantum Engineering(원자력및양자공학과)

NE-Theses_Master(석사논문)

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Collection's Items (Sorted by Submit Date in Descending order): 821 to 840 of 932

821
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

822
붕산주입탱크 제거를 위한 주증기관 파단사고의 최적평가분석 = Best estimate analysis of steam line break accident to remove boron injection tanklink

구본현; Koo, Bon-Hyun; 은영수; 장순흥; et al, 한국과학기술원, 1987

823
(An) analytical approach to the population balance equation for radioactive aerosols = 방사성 에어로졸의 분포 방정식에 대한 해석적 접근link

Park, Young-Ho; 박영호; et al, 한국과학기술원, 1987

824
Improved implicit numerical scheme for nuclear core thermal-hydraulic design analysis = 원자로심의 열수력학적 설계 해석을 위한 수치 해법link

Kim, Kyun-Tae; 김균태; et al, 한국과학기술원, 1987

825
(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

826
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

827
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

828
(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

829
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

830
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

831
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

832
(The) flux reconstruction method for nodal calculations = 소격격자 계산으로부터 집합체내의 중성자속 계산방법 개발link

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

833
(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

834
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

835
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

836
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

837
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

838
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

839
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

840
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

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