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Modelling of multidimensional effects in thermal-hydraulic system codes under asymmetric fl ow conditions ? Simulation of ROCOM tests 1.1 and 2.1 with ATHLET 3D-Module
Nuclear Engineering and Technology
2021 .10
Validation of CFD Calculation Using ROCOM Flow Measurements in Primary Loop of Coolant in PWR Model
Nuclear Engineering and Technology
2016 .01
Analysis of the flow distribution and mixing characteristics in the reactor pressure vessel
Nuclear Engineering and Technology
2021 .01
Unsteady Single-Phase Natural Circulation Flow Mixing Prediction Using CATHARE Three-Dimensional Capabilities
Nuclear Engineering and Technology
2017 .01
CFD study of the PTS experiment in ROCOM test facility
Nuclear Engineering and Technology
2020 .12
비상노심냉각 주입유량이 저온관에서 단상 유동혼합에 미치는 영향에 관한 수치적 연구
대한설비공학회 학술발표대회논문집
2018 .06
비상노심냉각계통 주입에 따른 저온관 및 강수관에서 단상 열성층 수치해석 : 부력항 고려 필요성에 관한 연구
설비공학논문집
2017 .12
원자로 내 붕소 혼합 현상 예측
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2021 .07
Assessment of turbulent heat flux models for URANS simulations of turbulent buoyant flows in ROCOM tests
Nuclear Engineering and Technology
2022 .11
Numerical Study on Coolant Flow Distribution at the Core Inlet for an Integral Pressurized Water Reactor
Nuclear Engineering and Technology
2017 .01
비상노심냉각계통 주입에 따른 저온관 및 강수관에서 비정상 단상 열성층 수치해석
대한기계학회 춘추학술대회
2017 .11
Numerical study on thermal-hydraulics of external reactor vessel cooling in high-power reactor using MARS-KS1.5 code: CFD-aided estimation of natural circulation flow rate
Nuclear Engineering and Technology
2022 .01
Discharge header design inside a reactor pool for flow stability in a research reactor
Nuclear Engineering and Technology
2020 .10
Moving reactor model for the MULTID components of the system thermal-hydraulic analysis code MARS-KS
Nuclear Engineering and Technology
2022 .11
Numerical study of horizontal two-phase pipe flow
한국가시화정보학회 학술발표대회 논문집
2017 .11
비상노심냉각계통 주입에 따른 비정상 단상 열성층 현상 해석을 위한 난류모델 민감도 연구
대한설비공학회 학술발표대회논문집
2017 .11
SMART 유동혼합헤더집합체 열혼합 특성 해석
한국전산유체공학회지
2015 .03
RPI모형을 이용한 ULPU-V시험의 수치모사
한국안전학회지
2017 .01
연구용 원자로의 원자로 구조물 집합체 스트레이너에서의 압력강하 평가
대한기계학회 춘추학술대회
2018 .12
Development of a one-dimensional system code for the analysis of downward air-water two-phase flow in large vertical pipes
Nuclear Engineering and Technology
2024 .01
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