Nam-il Tak: шукати на сайті Z-Library

Пожертвування 15 вересня 2024 – 1 жовтня 2024 Про збір коштів

Найбільша колекція наукових статей у сіті. 70,000,000+ безкоштовних статей.

Пожертвування 15 вересня 2024 – 1 жовтня 2024

Z-Library - одна з найбільших онлайн-бібліотек у світі, в якій зберігається більше 17,000,000 книг та 84,837,000 статей. Ми намагаємось зробити літературу доступною кожному. Сьогодні (15 вересня 2024) ми відкриваємо додатковий збір пожертвувань на підтримку та розвиток проекту.

Також БЕЗЛІМТНІ завантаження (протягом 31 дня після завершення пожертвування) доступні для ВСІХ користувачів, які підтримають проект в період збору коштів до 1 жовтня 2024.

Про збір коштів Детальніше

Підтримати

Книги
Статті (31)
Найпопулярніші
Перелік
- Перелік
- Таблиця

1

Multi-physics steady-state analysis of OECD/NEA modular high temperature gas-cooled reactor MHTGR-350

Lemaire, Matthieu, Lee, Hyunsuk, Tak, Nam-il, Lee, Hyun Chul, Lee, Deokjung

Журнал:

Journal of Nuclear Science and Technology

Рік:

2017

Мова:

english

Файл:

PDF, 1.66 MB

english, 2017

2

Investigation on turbulent heat transfer to lead–bismuth eutectic flows in circular tubes for nuclear applications

Xu Cheng, Nam-il Tak

Журнал:

Nuclear Engineering and Design

Рік:

2006

Мова:

english

Файл:

PDF, 483 KB

english, 2006

3

A combined procedure of RSM and LHS for uncertainty analyses in source term quantifications using MAAP3.0B code

Moon-Hyun Chun, Seok-Jung Han, Nam-Il Tak

Журнал:

Annals of Nuclear Energy

Рік:

1996

Мова:

english

Файл:

PDF, 952 KB

english, 1996

4

CFD analysis of the HYPER spallation target

Chungho Cho, Nam-il Tak, Jae-Hyuk Choi, Yong-Bum Lee

Журнал:

Annals of Nuclear Energy

Рік:

2008

Мова:

english

Файл:

PDF, 1.37 MB

english, 2008

5

Numerical investigation of a heat transfer within the prismatic fuel assembly of a very high temperature reactor

Nam-il Tak, Min-Hwan Kim, Won Jae Lee

Журнал:

Annals of Nuclear Energy

Рік:

2008

Мова:

english

Файл:

PDF, 1.56 MB

english, 2008

6

Development of a computer code to estimate the fuel rod failure using primary coolant activities of operating PWRS

Moon-Hyun Chun, Nam-Il Tak, Sang-Kyu Lee

Журнал:

Annals of Nuclear Energy

Рік:

1998

Мова:

english

Файл:

PDF, 637 KB

english, 1998

7

VALIDATION OF NUMERICAL METHODS TO CALCULATE BYPASS FLOW IN A PRISMATIC GAS-COOLED REACTOR CORE

TAK, NAM-IL, KIM, MIN-HWAN, LIM, HONG-SIK, NOH, JAE MAN, DRZEWIECKI, TIMOTHY J., SEKER, VOLKAN, DOWNAR, THOMAS J., KELLY, JOSEPH

Журнал:

Nuclear Engineering and Technology

Рік:

2013

Мова:

english

Файл:

PDF, 5.64 MB

english, 2013

8

Tritium Transport and Distribution in a High-Temperature Gas-Cooled Reactor

Lee, Sung Nam, Tak, Nam-Il

Журнал:

Fusion Science & Technology

Рік:

2020

Мова:

english

Файл:

PDF, 1.56 MB

english, 2020

9

Thermal-fluid assessment of the design options for reactor vessel cooling in a prismatic core VHTR

Min-Hwan Kim, Nam-il Tak, Hong-Sik Lim

Журнал:

Annals of Nuclear Energy

Рік:

2010

Мова:

english

Файл:

PDF, 1.98 MB

english, 2010

10

Thermo-fluid investigation on a double-side-cooled annular fuel for the prismatic very high temperature gas-cooled reactor

Nam-Il Tak, Yonghee Kim, Jae-Hyuk Choi, Won Jae Lee

Журнал:

Nuclear Engineering and Design

Рік:

2008

Мова:

english

Файл:

PDF, 1.25 MB

english, 2008

11

Numerical prediction of the fission product plate-out for a VHTR application

Jun Soo Yoo, Nam-il Tak, Hong-Sik Lim, Ji-Han Chun

Журнал:

Annals of Nuclear Energy

Рік:

2010

Мова:

english

Файл:

PDF, 1.05 MB

english, 2010

12

Sensitivity study on depressurized LOFC accidents with failure of RCCS in a modular gas-cooled reactor

Seyun Kim, Nam-Il Tak, Hong-Sik Lim, Sang-Jun Ha

Журнал:

Annals of Nuclear Energy

Рік:

2010

Мова:

english

Файл:

PDF, 1.19 MB

english, 2010

13

Computational fluid dynamics analysis of spallation target for experimental accelerator-driven transmutation system

Nam-il Tak, Hans-Joachim Neitzel, Xu Cheng

Журнал:

Nuclear Engineering and Design

Рік:

2005

Мова:

english

Файл:

PDF, 622 KB

english, 2005

14

Thermal hydraulic investigations on lead-bismuth cooled fuel assemblies with ducts

Nam-Il Tak, Tae Y. Song, Chang-Hyun Kim

Журнал:

Progress in Nuclear Energy

Рік:

2004

Мова:

english

Файл:

PDF, 563 KB

english, 2004

15

An uncertainty importance measure using a distance metric for the change in a cumulative distribution function

Moon-Hyun Chun, Seok-Jung Han, Nam-IL Tak

Журнал:

Reliability Engineering & System Safety

Рік:

2000

Мова:

english

Файл:

PDF, 213 KB

english, 2000

16

Thermo-mechanical analysis of the prismatic fuel assembly of VHTR in normal operational condition

Ji-Ho Kang, Nam-il Tak, Min-Hwan Kim

Журнал:

Annals of Nuclear Energy

Рік:

2012

Мова:

english

Файл:

PDF, 2.92 MB

english, 2012

17

Numerical and experimental investigation on labyrinth seal mechanism for bypass flow reduction in prismatic VHTR core

Yoon, Su-Jong, Lee, Jeong-Hun, Lee, Sang-Moon, Tak, Nam-il, Kim, Min-Hwan, Kim, Kwang-Yong, Park, Goon-Cherl

Журнал:

Nuclear Engineering and Design

Рік:

2013

Мова:

english

Файл:

PDF, 3.35 MB

english, 2013

18

Thermal analysis of prismatic gas-cooled reactor core under coolant channel blockage accidents

Lee, Sung Nam, Tak, Nam-il, Kim, Min Hwan, Noh, Jae Man

Журнал:

Annals of Nuclear Energy

Рік:

2014

Мова:

english

Файл:

PDF, 4.13 MB

english, 2014

19

CAPP/GAMMA+ code system for coupled neutronics and thermo-fluid simulation of a prismatic VHTR core

Tak, Nam-il, Lee, Hyun Chul, Lim, Hong Sik, Han, Tae Young

Журнал:

Annals of Nuclear Energy

Рік:

2016

Мова:

english

Файл:

PDF, 5.26 MB

english, 2016

20

Study on Influence of Turbulence Model Selection on Prediction of Flow Distribution and Hot Spot Fuel Temperature in Prismatic HTGR Cores

Kim, Min-Hwan, Tak, Nam-il, Noh, Jae-Man

Журнал:

Engineering Applications of Computational Fluid Mechanics

Рік:

2014

Мова:

english

Файл:

PDF, 1.65 MB

english, 2014

21

DEVELOPMENT OF A CORE THERMO-FLUID ANALYSIS CODE FOR PRISMATIC GAS COOLED REACTORS

TAK, NAM-IL, LEE, SUNG NAM, KIM, MIN-HWAN, LIM, HONG SIK, NOH, JAE MAN

Журнал:

Nuclear Engineering and Technology

Рік:

2014

Мова:

english

Файл:

PDF, 6.86 MB

english, 2014

22

Fuel temperature prediction using a variable bypass gap size in the prismatic VHTR

Lee, Sung Nam, Tak, Nam-il, Kim, Min Hwan

Журнал:

Nuclear Engineering and Design

Рік:

2016

Мова:

english

Файл:

PDF, 7.55 MB

english, 2016

23

[ASME 14th International Conference on Nuclear Engineering - Miami, Florida, USA (July 17–20, 2006)] Volume 4: Computational Fluid Dynamics, Neutronics Methods and Coupled Codes; Student Paper Competition - Three-Dimensional CFD Analysis on Gas Flow in Corrugated Wall Channel

Tak, Nam-il, Lee, Won-Jae, Jang, Jonghwa

Рік:

2006

Мова:

english

Файл:

PDF, 451 KB

english, 2006

24

Analytical Study on the Effective Thermal Conductivity of VHTR Fuel Block Geometry with Multiple Cylindrical Holes

Shin, Dong-Ho, Yoon, Su-Jong, Tak, Nam-Il, Park, Goon-Cherl, Cho, Hyoung-Kyu

Журнал:

Nuclear Technology

Рік:

2015

Мова:

english

Файл:

PDF, 2.79 MB

english, 2015

25

A Practical Method for Whole-Core Thermal Analysis of a Prismatic Gas-Cooled Reactor

Tak, Nam-Il, Kim, Min-Hwan, Lim, Hong Sik, Noh, Jae Man

Журнал:

Nuclear Technology

Рік:

2012

Мова:

english

Файл:

PDF, 1.57 MB

english, 2012

26

[ASME ASME/JSME 2011 8th Thermal Engineering Joint Conference - Honolulu, Hawaii, USA (March 13–17, 2011)] ASME/JSME 2011 8th Thermal Engineering Joint Conference - CFD Analysis on the Influence of Coolant Distribution Blocks on the Core Hot Spot Temperature in a Prismatic Very High Temperature Reactor

Kim, Min-Hwan, Tak, Nam-il, Noh, Jae Man, Park, Goon-Cherl

Рік:

2011

Мова:

english

Файл:

PDF, 790 KB

english, 2011

27

Water-jacket reactor cavity cooling system concept to mitigate severe accident consequence of high temperature gas-cooled reactor

Lim, Hong Sik, Tak, Nam-il, Lee, Sung Nam, Jo, Chang Keun

Журнал:

Nuclear Engineering and Design

Рік:

2018

Мова:

english

Файл:

PDF, 3.23 MB

english, 2018

28

Investigations of Hydraulic Behavior in Spallation Target Configurations

Cheng, Xu, Batta, Abdalla, Tak, Nam-Il

Журнал:

Nuclear Technology

Рік:

2006

Мова:

english

Файл:

PDF, 1.08 MB

english, 2006

29

Benchmark calculations for verification of thermo-fluid analysis codes using simplified model of the OECD/NEA MHTGR-350 core design

Lee, Sung Nam, Tak, Nam-il, Lim, Hong-Sik, Jo, Chang Keun, Seker, Volkan, Downar, Thomas J.

Журнал:

Annals of Nuclear Energy

Рік:

2020

Файл:

PDF, 4.33 MB

2020

30

Time-dependent neutron diffusion analysis using finite element method for a block-type VHTR core design

Yuk, Seungsu, Cho, Jin Young, Jo, Chang Keun, Tak, Nam-il, Lim, Hong Sik

Журнал:

Nuclear Engineering and Design

Рік:

2020

Файл:

PDF, 1.10 MB

2020

31

POSCA: A computer code for fission product plateout and circulating coolant activities within the primary circuit of a high temperature gas-cooled reactor

Tak, Nam-il, Lee, Jeong-Hun, Lee, Sung Nam, Jo, Chang Keun

Журнал:

Nuclear Engineering and Technology

Рік:

2020

Файл:

PDF, 2.33 MB

2020