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전태현 (Tae-Hyun Chun)

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한국원자력연구원
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주요 연구분야

  • 공학 > 기계공학

저자의 연구 키워드

저자가 작성한 논문들의 주요 키워드입니다.

저자의 연구 키워드
#2상유동 모델(Two-phase Flow Model)
#계면(Interface)
#과냉비등(Subcooled Boiling)
#급격축소관 손실계수(Pressure loss coefficient of sudden expansion)
#급격확대관 손실계수(pressure loss coefficient of sudden contraction)
#기포율(Void Fraction)
#내측수로막힘(Inner Channel Blockage)
#벽 비등모델(Wall Boiling Model)
#벽 인접격자(Near-Wall Grid)
#봉단마개(End Plug)
#손실계수(Pressure loss coefficient)
#압력손실계수(Loss Coefficient)
#압력손실계수(pressure loss coefficient)
#이중냉각핵연료(Dual-cooled annular fuel
#이중냉각핵연료(Dual-Cooled Fuel)
#전산유체역학(CFD)
#전신유체역학(CFD)
#측면 오리피스(side orifice)
#측면구멍(Side Hole)
#측면오리피스(Side orifice)
#annular fuel(이중냉각핵연료)
#CFD(전산유체역학)
#Convective Heat Transfer (대류열전달)
#Critical Heat Flux(임계열속)
#DNBR(임계열유속)
#DNBR(핵비등이탈률)
#Droplet(액적)
#Dual-cooled annular fuel(이중냉각핵연료)
#Dual-cooled nuclear fuel(이중냉각핵연료)
#Earthquake Simulation(지진 모의)
#Eigenvalue Problem(고유치문제)
#Evaporation(증발)
#Flow rate of the inner channel(내측수로의 유량)
#Fuel Assembly(핵연료 집합체)
#Fuel Assembly(핵연료집합체)
#fuel temperature(핵연료온도)
#gap conductance(갭 열전도도)
#Gap Conductance(갭컨덕턴스)
#heat flux split(열유속 분배)
#Heat Flux Split(열유속분리)
#Mass Flux Split(질량유속분리)
#Nulcear Fuel(핵연료)
#Power Uprate(출력증강)
#Pressure Drop(압력강하)
#Pressure loss coefficient(압력손실계수)
#Quenching(급랭)
#Rod Bundle Flow(봉다발 유동)
#Rod Bundle(봉 다발)
#Shaking Table(진동대)
#Side orifice of end plug(봉단마개의 측면오리피스)
#Side Orifice(측면 오리피스)
#Sloshing Analysis(슬로싱해석)
#Spacer grid(지지격자)
#Spent Fuel Pool(사용후핵연료 저장조)
#Subchannel Analysis(부수로해석)
#Temperature shock test(온도충격)
#Temperature stabilization(온도안정화)
#Test equipment(시험장비)
#Turbulent Flow(난류)
#Turbulent Mixing(난류혼합)
#Twist-vane Spacer Grid(비틀림 혼합날개)
#Two zone type(2개 구역 유형)
#Unsteady flow(비정상상태 유동)
#Wet Storage(습식저장)
#Zircaloy(지르칼로이)

저자의 논문 현황

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피인용수는 저자의 논문이 DBpia 내 인용된 횟수이며, 실제 인용된 횟수보다 적을 수 있습니다.
  • 논문수35
  • 발행기간1985 ~ 2017
  • 이용수1,584
  • 피인용수10

논문제목를 인용한 논문목록입니다.

  • 피인용 논문 제목
    • 피인용 논문 저자
게시판 목록
논문명 저널명 발행연도 이용수 피인용수
사용후핵연료 저장조의 슬로싱 해석과 모형수조를 이용한 지진모의시험 유체기계 연구개발 발표회 논문집 2017 14 0
경수로핵연료 열수력 연구개발 분석 및 연산학 협력 성과 대한기계학회 논문집 B권 2016 38 0
소듐고속로 핵연료집합체 측면 오리피스 주입구 난류유동의 전산유체역학 해석 대한기계학회 춘추학술대회 2015 22 0
비틀림 혼합날개 지지격자의 대류열전달 성능 측정 대한기계학회 춘추학술대회 2015 9 0
RK4를 이용한 고압 LNG 펌프용 Shaft의 밸런싱 실험 대한기계학회 춘추학술대회 2015 27 0
Two zone type의 온도충격 시험장비의 온도안정화 구간에 관한 연구 대한기계학회 춘추학술대회 2015 6 0
급랭시 금속 막대의 수조 비등 열전달 대한기계학회 춘추학술대회 2014 20 0
이중냉각핵연료 지지격자의 압력손실 평가 대한기계학회 춘추학술대회 2013 14 0
핵연료 피복관 재질에서 증발하는 순수 액적의 거동 대한기계학회 춘추학술대회 2013 7 0
유동에 평행한 측면 오리피스의 압력손실계수 측정 대한기계학회 춘추학술대회 2012 162 0
CFD를 이용한 이중냉각핵연료의 봉단마개 측면오리피스를 통과하는 내측수로 유동에 대한 연구 대한기계학회 춘추학술대회 2012 80 0
이중냉각핵연료에서 봉단마개의 측면오리피스에 대한 손실계수 평가 한국전산유체공학회 학술대회논문집 2012 26 0
가압경수로 이중냉각핵연료의 내측수로 막힘에 대한 전산유체역학 해석 한국전산유체공학회 학술대회논문집 2011 45 0
가압경수로용 이중냉각핵연료 열수력 특성 실험 및 CFD 해석 대한기계학회 춘추학술대회 2011 44 0
벽 비등모델을 이용한 과냉비등 유동에 대한 CFD 모의계산에서 벽 인접격자의 영향 한국전산유체공학회지 2010 91 1
과냉 비등유동에 대한 CFD 모의계산에서의 벽 인접격자 영향 한국전산유체공학회 학술대회논문집 2010 35 0
OPR-1000 원자로의 출력증강을 위한 18×18 원통형 핵연료의 열수력적 타당성 평가 대한기계학회 춘추학술대회 2009 66 0
이중냉각핵연료 온도 및 열유속 분리 평가 대한기계학회 춘추학술대회 2008 35 0
이중냉각연료에서 지지격자의 압력손실에 대한 엔탈피 증가 대한기계학회 춘추학술대회 2007 43 0
핵연료집합체 지지격자의 혼합날개 형상이 임계열유속에 미치는 영향 대한기계학회 춘추학술대회 2007 38 0
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