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abstract
1. Introduction
2. MATRA-LMR Code
3. Reference Calculations
4. Conclusions and Recommendations
Acknowledgement
References
논문 유사도에 따라 DBpia 가 추천하는 논문입니다. 함께 보면 좋을 연관 논문을 확인해보세요!
DEVELOPMENT OF THE MATRA-LMR-FB FOR FLOW BLOCKAGE ANALYSIS IN A LMR
Nuclear Engineering and Technology
2009 .01
A Preliminary Safety Analysis for the Prototype Gen IV Sodium-Cooled Fast Reactor
Nuclear Engineering and Technology
2016 .01
집합체간 유량 재분배 현상을 고려한 액체금속로 노심 열유체 해석법
한국에너지학회 학술발표회
2004 .11
액체금속로 KALIMER 개념설계 노심 및 집합체 열유체 특성 분석
에너지공학
2004 .06
Study of fission gas products effect on thermal hydraulics of the WWER1000 with enhanced subchannel method
Advances in energy research
2017 .01
1차원 전산해석 모델링을 통한 핀(fin)형 소듐-공기 열교환기의 성능 평가
대한기계학회 춘추학술대회
2016 .12
COMPARISON OF THE DECAY HEAT REMOVAL SYSTEMS IN THE KALIMER-600 AND DSFR
Nuclear Engineering and Technology
2012 .01
NUPEC BFBT SUBCHANNEL VOID DISTRIBUTION ANALYSIS USING THE MATRA AND MARS CODES
Nuclear Engineering and Technology
2009 .01
CONCEPTUAL DESIGN OF THE SODIUM-COOLED FAST REACTOR KALIMER-600
Nuclear Engineering and Technology
2007 .01
Optimization of a Wire-Spacer Fuel Assembly of Liquid Metal reactor
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2005 .12
다중 배기구를 갖는 실내공간에서 각 배기구의 기여도에 관한 실험적 연구
대한설비공학회 학술발표대회논문집
2011 .07
Application of CUPID for subchannel-scale thermal – hydraulic analysis of pressurized water reactor core under single-phase conditions
Nuclear Engineering and Technology
2018 .01
Impact of Multi-dimensional Core Thermal-hydraulics on Inherent Safety of Sodium-Cooled Fast Reactor
대한기계학회 춘추학술대회
2008 .11
Application of TULIP/STREAM code in 2-D fast reactor core high-fidelity neutronic analysis
Nuclear Engineering and Technology
2019 .01
CORE AND SUB-CHANNEL EVALUATION OF A THERMAL SCWR
Nuclear Engineering and Technology
2009 .01
고온소듐 내부유동을 갖는 액체금속로 중간열전달계통 배관에 대한 진동특성 해석 ( Vibration Analysis for IHTS Piping System of LMR Conveying Hot Liquid Sodium )
대한기계학회 춘추학술대회
2001 .11
Thermal-Hydraulic Characteristics of Local Blockage within a Wire-Wrapped Pin-Bundle Subassembly for Sodium Cooled Fast Reactors
대한기계학회 춘추학술대회
2009 .11
핵확산 저항성을 갖는 KALIMER-600 단일 농축 노심의 열유체 해석
한국에너지학회 학술발표회
2004 .11
소듐냉각고속로 KALIMER-600의 물모의 가시화 실험
대한기계학회 춘추학술대회
2009 .11
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