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한국방사성폐기물학회 학술대회
2018 .01
A REVIEW AND INTERPRETATION OF RIA EXPERIMENTS
Nuclear Engineering and Technology
2007 .01
MODAL TESTING AND MODEL UPDATING OF A REAL SCALE NUCLEAR FUEL ROD
Nuclear Engineering and Technology
2009 .01
Numerical simulation of the effects of localized cladding oxidation on LWR fuel rod design limits using a SLICE-DO model of the FALCON code
Nuclear Engineering and Technology
2020 .01
Monitoring of Fuel and Cladding Elongation in a Nuclear Fuel Rod
Journal of the Korean Society for Precision Engineering
2017 .07
Investigation of Pellet-Clad Mechanical Interaction in Failed Spent PWR Fuel
Corrosion Science and Technology
2019 .01
HIGH TEMPERATURE OXIDATION OF NB-CONTAINING ZR ALLOY CLADDING IN LOCA CONDITIONS
Nuclear Engineering and Technology
2009 .01
FUEL BEHAVIOR UNDER LOSS-OF-COOLANT ACCIDENT SITUATIONS
Nuclear Engineering and Technology
2005 .01
Systems Engineering Approach to the Heat Transfer Analysis of PLUS 7 Fuel Rod Using ANSYS FEM Code
시스템엔지니어링학술지
2017 .01
Effect of Creep Deformation on Ductility of Simulated Spent Fuel Cladding
한국방사성폐기물학회 학술대회
2018 .01
PROGRESS IN NUCLEAR FUEL TECHNOLOGY IN KOREA
Nuclear Engineering and Technology
2009 .01
원자로용 핵연료 피복재의 인장특성에 관한 연구
대한기계학회 논문집 A권
2003 .02
핵연료 피복재 Zr합금에 적용되는 용접기술
대한용접·접합학회지
2011 .02
고엔트로피 합금을 이용한 레이저 클래딩 연구동향
대한용접·접합학회지
2017 .08
Heat Transfer Analysis of PLUS7 Fuel Rod For APR1400 Using ANSYS
대한기계학회 춘추학술대회
2016 .12
Laser Surface Cladding 고탄소 9CrSi 합금강의 마모 특성
한국재료학회지
2001 .01
링 인장시험을 이용한 지르코늄 피복관의 반응도 사고(RIA) 시 연성 평가
한국재료학회지
2005 .01
THE EFFECTS OF CREEP AND HYDRIDE ON SPENT FUEL INTEGRITY DURING INTERIM DRY STORAGE
Nuclear Engineering and Technology
2010 .01
Modeling of central void formation in LWR fuel pellets due to high-temperature restructuring
Nuclear Engineering and Technology
2018 .01
원전 일차 수화학 환경에 노출된 지르코늄 핵연료 피복관의 기계적 물성 변화
대한기계학회 춘추학술대회
2015 .11
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