| 1 | 12%Cr 강의 가공열처리와 재 오스테나이트 처리가 기계적 성질에 미치는 영향 = The effect of thermo-mechanical and re-austenitization treatments on the mechanical properties in 12%Cr steellink 김건식; Kim, Keon-Sik; et al, 한국과학기술원, 1991 |
| 2 | 288 C에서 수소가 SA508 Cl.3 압력용기강의 인장 거동에 미치는 영향 김인섭, 2003 춘계원자력학회, 2003 |
| 3 | 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 |
| 4 | 3차원 세라믹 구조물 제조를 위한 3D Printing 요소 기술 김인섭; 윤용진, 2021 한국세라믹학회 추계학술대회, 한국세라믹학회, 2021-11-03 |
| 5 | A Positron Annihilation Study on the Annealing Behavior of Defects in High Purity Titanium 김인섭, Proc. of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting, 1994 |
| 6 | A study on the Improved Mechanical Properties of Nuclear Carbon Steel Piping through the Intercritical Heat Treatment. 김인섭, Korean Nuclear Society, 2000 |
| 7 | A Study on the Precipitation Behavior of the delta-phase in a Duplex Stainless Steel 김인섭, Fall Meeting of the Korean Institute of Metals, 1989 |
| 8 | (A) positron annihilation study of defects in high purity Ti = 고순도 티타늄 금속내 결함에 대한 양전자 소멸 측정 연구link Kwon, Hyuk-Il; 권혁일; et al, 한국과학기술원, 1995 |
| 9 | (A) study on flow accelerated corrosion behavior of nuclear power plant characterized by electrochemical method = 전기화학적 방법을 이용한 원자력발전소 배관재의 유체가속부식 (FAC) 현상 연구link Kim, Jun-Hwan; 김준환; et al, 한국과학기술원, 2003 |
| 10 | (A) study on the annealing mechanism of the neutron-irradiated reactor pressure vessel weld = 중성자에 조사된 원자로 압력용기 용접금속의 소둔회복기구에 대한 연구link Chi, Se-Hwan; 지세환; et al, 한국과학기술원, 1989 |
| 11 | (A) study on the effect of environmental variables on the crack growth behavior in SA508Cl.3 pressure vessel steel = 환경인자가 SA508 Cl.3원자로 압력용기강의 균열성장거동에 미치는 영향에 관한 연구link Kim, Jun-Hwan; 김준환; Hwang, Young-Seok; Kim, In-Sup; et al, 한국과학기술원, 1998 |
| 12 | (A) study on the effect of magnetic field on the resistance of flow-accelerated corrosion = 자기장이 유체가속부식 저항성에 미치는 영향에 관한 연구link Kim, Sang-Hyun; 김상현; et al, 한국과학기술원, 2001 |
| 13 | (A) study on the impact fretting wear of steam generator tubes = 증기 발생기 전열관의 Impact fretting wear에 대한 연구link Kwon, Do-Ik; 권도익; et al, 한국과학기술원, 2003 |
| 14 | (A) study on the intercritical annealing treatment on the mechanical properties of SA106 Gr.C piping steel = 이상역 열처리가 SA106 Gr.C 배관재의 기계적 성질에 미치는 영향에 관한 연구link Lee, Joo-Suk; 이주석; et al, 한국과학기술원, 1999 |
| 15 | (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 |
| 16 | (A) study on the microscopic fracture resistance characteristics of A533B-1 nuclear pressure vessel steels = A533B-1 원자로 압력용기용강의 미시적인 파괴 저항특성에 관한 연구link Jang, Chang-Heui; 장창희; et al, 한국과학기술원, 1988 |
| 17 | (A) study on the migration of radionuclide through purely porous media, using approximations for the array of point sources = 점선원 배열의 근사화시 다공성 매질을 통한 방사성 핵종의 이동에 관한 연구link Lee, Sun-Kee; 이선기; et al, 한국과학기술원, 1989 |
| 18 | (A) study on the radiation damage and recovery characteristics of reactor structural steels = 원자로 구조용강의 조사손상과 회복특성에 관한 연구link Chi, Se-Hwan; 지세환; et al, 한국과학기술원, 1994 |
| 19 | (A) study on the wear mechanisms of steam generator tube materials = 증기발생기 전열관 재료의 마모기구 연구link Lee, Young-Ho; 이영호; et al, 한국과학기술원, 2002 |
| 20 | (A) study on theIrradiation effect of reactor materials using micromagnetic technique = 미소자성 기법에 의한 원자로재료의 조사효과 연구link Park, Duck-Gun; 박덕근; et al, 한국과학기술원, 1998 |
| 21 | (A) study on thermodynamic properties and defect structures of $U{1-y}Er_yO_{2±x}$ solid solutions = $U{1-y}Er_yO_{2±x}$ 고용체의 열역학적 성질 및 결함구조에 관한 연구link Kim, Han-Soo; 김한수; et al, 한국과학기술원, 1995 |
| 22 | (A) study on ultrasonic inspection of long steel pipes using lamb waves = 램파를 이용한 긴 스틸배관에서의 초음파검사에 관한 연구link Park, Moon-Ho; 박문호; Kim, In-Sup; Yoon, Young-Ku; et al, 한국과학기술원, 1996 |
| 23 | Absolute activity measurement of electron capture nuclides = 전자포획 핵종의 방사능 절대측정link Park, Tae-Soon; 박태순; et al, 한국과학기술원, 1991 |
| 24 | Accoustic Emission Behavior During Stress Corrosion Crcking of Inconel 600 김인섭, Proc. of the Korean Nuclear Society Spring Meeting, pp.145 - 150, 1996 |
| 25 | Advancing Material Development through Experimental Characterization: A Study on Cellulose Nano Crystal-Reinforced (CNC) Soft Elastic Resin Tim, Kuehnel; 이원희; 김인섭; 김의혁; 윤용진, 대한3D프린팅융합의료학회 2023 추계교육심포지엄, 사단법인 대한3D프린팅융합의료학회, 2023-12-16 |
| 26 | Alloy 600과 Alloy 690의 입계응력부식 저항성 비교연구 = A comparing study of alloy 600 and alloy 690 on resistance to intergranular stress corrosion cracking(IGSCC)link 이재훈; Lee, Jae-Hun; et al, 한국과학기술원, 1993 |
| 27 | Analysis of stress state in the ball indentation test of reactor pressure vessel steel 김인섭, Proceding of the 11-th Conferencs on Mechanical behaviors of Materials, pp.489 - 498, 1997 |
| 28 | Analytical stress analysis of a nuclear fuel pellet through mohr-coulomb yield criterion and linear workhardening law = Mohr-coulomb 의 항복조건과 linear workhardening law를 이용한 핵연료 Pellet의 해석적 응력 해석link Kim, Yeon-Sooh; 김연수; et al, 한국과학기술원, 1987 |
| 29 | Annealing behavior of cold-rolled reactor pressure vessel steel = 냉간압연된 원자로 압력용기강의 결합 풀림 거동link Lee, Geol-Woo; 이걸우; et al, 한국과학기술원, 1993 |
| 30 | Annealing Mechanism of Neutron-Irradiated Reactor Pressure Vessel Steel Weld 김인섭, Proc. of Korean Nuclear Society Autumn Meeting, Su Won, Korea, 1991 |
| 31 | Assessment of 13~19Cr Ferritic Oxide Dispersion Strengthened Steels for Fuel Cladding Applications 김인섭, Korean Nuclear Society Autumn Meeting, 2004 |
| 32 | Austenete Decomposition during Cooling after the Intercritical Annealing of Dual-Phase Steels 김인섭, Proc. of the Symposium on Phase Transformation, Seoul, Korea, 1990 |
| 33 | Characteristics of Dynamic Strain Anging(DSA) in SA106GR.C Piping Steel 김인섭, Proc. of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting, pp.771 - 776, 1995 |
| 34 | Characteristics of Strain Aging Phenomena in Nuclear Structural Grade Low Alloyed Carbon Steel with Heat Treatment 김인섭, Korean Nuclear Society, 2003 |
| 35 | 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 |
| 36 | Comparison of Wear Coefficients of Steam Generator Materials. 김인섭, Korean Nuclear Society, 2000 |
| 37 | Core simulations using actual detector readings for CANDU reactors = CANDU 원자로의 실제계측치를 이용한 노심분석link Kim, Bong-Ghi; 김봉기; Kim, In-Sup; Kim, Seong-Yun; et al, 한국과학기술원, 1991 |
| 38 | Corrosive Wear of Alloy 690 Tubes in Alkaline Water 김인섭; 홍승모; 장창희, CORROSION SCIENCE AND TECHNOLOGY, v.8, no.3, pp.127 - 132, 2009-06 |
| 39 | Derivation of Yield Stress in Beta-Transformed Zircaloy-4 Nuclear Fuel Sheaths 김인섭, Spring Meeting of Korean Nuclear Society, 1988 |
| 40 | Development of CNT-photocurable Resin Composites for 3D Printed Heater Fabrication 이태협; 윤용진; 김상래; 김인섭; 김정환; 이수한, 2022 한국정밀공학회 춘계학술대회, 한국정밀공학회, 2022-05-11 |
| 41 | Development of Experimental Method to Simulate the Corrosion Products in the Primary System of Nuclear Power Plant 김인섭, Proceedings of the Korean Nuclear Society Spring Meeting, 2005 |
| 42 | Dynamic Aging Effect on Integrity of Nuclear Pressure Vessel Steel 김인섭, 1st Seminar on Nuclear Materials, KAERI, 1995 |
| 43 | Dynamic Strain Aging on the Leak-Before-Break Analysis in SA106Gr.C Piping Steel 김인섭, Proc. of the Korean Nuclear Society Spring Meeting, pp.193 - 198, 1996 |
| 44 | Dynamic Strain-Aging and Fracture Characteristics of Power Plant Components-Carbon Steels and Austenite Alloys 김인섭, Proc. of the Seventh Conference on Mechanical Behavior of Materials, 1993 |
| 45 | Effect of $H_2O_2$ on the corrosion behavior of 304L stainless steel = $H_2O_2$가 304L 스텐리스강의 부식거동에 미치는 영향link Song, Taek-Ho; 송택호; et al, 한국과학기술원, 1994 |
| 46 | Effect of (α＋β) heat treatment on the mechanical properties of zircaloy-4 = (α＋β) 열처리가 Zircaloy-4 의 기계적 성질에 미치는 영향link Yoo, Jong-Sung; 유종성; et al, 한국과학기술원, 1991 |
| 47 | Effect of Austenitizing Temperature on Microstructure and Mechanical Properties of 12\% Cr Steel 김인섭, Fall Meeting of the Korean Institute of Metals, 1992 |
| 48 | Effect of Dynamic Strain Ageing on the Fracture Characteristics in SA-508 Class 3 Nuclear Pressure Vessel Steel 김인섭, Proc. Kim-KSME Joint Symposium '90 on Mechanical Behavior of Materials, Taejon, Korea, 1990 |
| 49 | Effect of dynamic strain aging on the leak-before-break assessment in SA106 Gr.C piping steel = SA106 Gr.C 배관재에서 동적변형시효가 파단전누설 평가에 미치는 영향link Kim, Jin-Weon; 김진원; et al, 한국과학기술원, 1998 |
| 50 | Effect of dynamic strain aging on the low cycle fatigue in SA508 C1.3 reactor pressure vessel steel = SA508 C1.3 원자로압력용기강에서 동적 변형시효가 저주파피로에 미치는 영향link Lee, Byung-Ho; 이병호; et al, 한국과학기술원, 1995 |
| 51 | 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 |
| 52 | Effect of heat treatment on microstructure and mechanical properties of 12% Cr steel = 열처리가 12% Cr 강의 미세 조직과 기계적 성질에 미치는 영향link Kim, Hong-Deuk; 김홍덕; et al, 한국과학기술원, 1994 |
| 53 | Effect of Heat Treatment on the Microstructure and Mechanical Properties of 12% Cr Steel 김인섭, Proc. of the 3rd Symposium on Phase Transformation, Seoul, Korea, 1991 |
| 54 | Effect of Heat Treatment on the Microstucture Texture and Mechanical Properties of Zircaloy-4 김인섭, Fall Meeting of Korean Nuclear Society, 1989 |
| 55 | Effect of heat-treatment on delayed hydride cracking in Zr-2.5wt%Nb pressure tube material = 열처리가 Zr-2.5wt%Nb 압력관 재료의 지체균열전파에 미치는 영향link Oh, Je-Yong; 오제용; et al, 한국과학기술원, 1996 |
| 56 | Effect of hydride morphology on fracture toughness of Russian pressure tube materials 김인섭, Proceeding of the Korean Nuclear Society Automn meeting, pp.100 -, 1997 |
| 57 | Effect of hydride morphology on the fracture toughness of Zr-2.5 wt% Nb pressure tube = 수소화물의 형상이 Zr-2.5 wt% Nb 압력관의 파괴인성에 미치는 영향link Kim, Eung-Seon; 김응선; et al, 한국과학기술원, 1994 |
| 58 | Effect of Hydride Morphology on the the fracture Toughness of Cold-worked Zr-2.5% Nb Pressure Tube 김인섭, Proc. of Korean Nuclear Society Spring Meeting, 1994 |
| 59 | Effect of Intercritical Annealing Treatment on the Mechanical Properties of SA106 Gr.C Piping Steel 김인섭, '98 Autumn Meeting, Korean Nuclear Society, pp.191 - 198, 1998 |
| 60 | Effect of loading rate on fracture toughness of nuclear reactor pressure vessel steel in dynamic strain aging region = 원자로 압력 용기 강의 동적 변형 시효 영역에서 파괴 인성에 미치는 변형 속도의 영향link Hwang, Kyu-Ho; 황규호; et al, 한국과학기술원, 1992 |
