지원사업
학술연구/단체지원/교육 등 연구자 활동을 지속하도록 DBpia가 지원하고 있어요.
커뮤니티
연구자들이 자신의 연구와 전문성을 널리 알리고, 새로운 협력의 기회를 만들 수 있는 네트워킹 공간이에요.
이용수
등록된 정보가 없습니다.
논문 유사도에 따라 DBpia 가 추천하는 논문입니다. 함께 보면 좋을 연관 논문을 확인해보세요!
CANDU-9 원자로 열수송계통의 과도변화해석
한국기계기술학회지
2010 .01
THERMALHYDRAULIC EVALUATIONS FOR A CANFLEXBUNDLE WITH NATURAL OR RECYCLED URANIUM FUELIN THE UNCREPT AND CREPT CHANNELS OF A CANDU-6REACTOR
Nuclear Engineering and Technology
2005 .01
THERMALeHYDRAULIC CHARACTERISTICS FOR CANFLEX FUEL CHANNEL USING BURNABLE POISON IN CANDU REACTOR
Nuclear Engineering and Technology
2015 .01
CANDU 원자로용 다영역 핵연료모델 ( Multi Zone Fuel Model for CANDU Reactor )
한국에너지학회 학술발표회
1993 .11
원자로 및 핵연료개발을 위한 2상유동 실험연구 ( Experimental Study of Two-Phase Flows in Nuclear Reactor and Fuel Development )
대한기계학회 춘추학술대회
1996 .01
월성 2,3,4호기 열수송계통의 비정상 운전 해석
에너지공학
2016 .03
PROGRESS IN NUCLEAR FUEL TECHNOLOGY IN KOREA
Nuclear Engineering and Technology
2009 .01
Current Status of Integrity Assessment by Sipping System of Spent Fuel Bundles Irradiated in CANDU Reactor
Nuclear Engineering and Technology
2014 .01
원자로 내에서의 핵연료 조사거동
한국재료학회 학술발표대회
2000 .01
CANDU-6 열수송 계통의 유동 진동감쇠에 의한 유동안정성 연구
소음·진동
1996 .04
중수로 원전의 핵연료 온도 특성
대한기계학회 춘추학술대회
2014 .05
캔두핵연료 수송용기 설계기술
원자력산업
1985 .01
Preoperational Vibration Test of A Primary Heat Transport System of The CANDU Reactor
한국소음진동공학회 국제학술발표논문집
1997 .01
Preoperational Vibration Test of a Primary Heat Transport System of the CANDU Reactor
Vibration Conference
1997 .11
하나로 핵연료 시험루프 주냉각수 계통의 유량제어에 대한 유동해석
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2008 .12
핵연료이송시스템의 모델링 및 동특성분석
제어로봇시스템학회 국내학술대회 논문집
2015 .05
Effect of DUPIC Cycle on CANDU Reactor Safety Parameter
Nuclear Engineering and Technology
2016 .01
PREDICTIONS OF CRITICAL HEAT FLUX USING THE ASSERT-PV SUBCHANNEL CODE FOR A CANFLEX VARIANT BUNDLE
Nuclear Engineering and Technology
2009 .01
이중냉각핵연료 온도 및 열유속 분리 평가
대한기계학회 춘추학술대회
2008 .11
하나로 핵연료 시험 루프 주냉각수 계통의 유량 제어에 대한 유동 해석
한국유체기계학회 논문집
2009 .10
0