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!
Prediction of dryout-type CHF for rod bundle in natural circulation loop under motion condition
Nuclear Engineering and Technology
2020 .01
와이어 가열면의 형상 및 재료가 임계열유속에 미치는 영향
한국기계기술학회지
2020 .01
Program development and preliminary CHF characteristics analysis for natural circulation loop under moving condition
Nuclear Engineering and Technology
2021 .02
Enhancement of critical heat flux with additive-manufactured heat-transfer surface
Nuclear Engineering and Technology
2024 .07
시험범위 초과 조건 임계열속 상관식 적용성 분석
한국에너지학회 학술발표회
2019 .10
Investigating creep behavior of Ni–Cr–W alloy pressurized tube at 950 °C by using in-situ creep testing system
Nuclear Engineering and Technology
2020 .01
2세대 PT(Processor Trace)를 이용한 동적 코드분석 방법 연구
융합보안논문지
2019 .01
마이크로 필라 표면에 증착된 나노입자 크기에 따른 풀비등 CHF 열전달 향상
대한기계학회 춘추학술대회
2024 .06
Applicability research of round tube CHF mechanistic model in rod bundle channel
Nuclear Engineering and Technology
2021 .02
Automatic Detection of Congestive Heart Failure and Atrial Fibrillation with Short RR Interval Time Series
Journal of Electrical Engineering & Technology
2017 .01
Study on Creep Fracture Behavior of Modified SUS304H Steel at 700℃ by Using Small Punch Creep Testing
한국에너지학회 학술발표회
2016 .10
대형 가스터빈 1단 베인 크리프 수명평가를 위한 탄성추종 계수 기반 크리프 응력 예측
대한기계학회 춘추학술대회
2017 .04
A preliminary study on material effects of critical heat flux for downward-facing flow boiling
Nuclear Engineering and Technology
2021 .09
Circumferential steady-state creep test and analysis of Zircaloy-4 fuel cladding
Nuclear Engineering and Technology
2021 .07
DEMO 단계의 토카막 디버터 적용을 위해 단면 고열속 부하조건에서 평가한 flat heak sink의 임계열유속
대한기계학회 춘추학술대회
2021 .11
An improved Maxwell creep model for salt rock
Geomechanics & engineering
2015 .01
Prediction of critical heat flux for narrow rectangular channels in a steady state condition using machine learning
Nuclear Engineering and Technology
2021 .06
Modified projection model-based constant-stress creep curve for alloy 690 steam generator tube material
Nuclear Engineering and Technology
2022 .03
Transient Critical Heat Flux of Subcooled Flow Boiling in a Vertical Tube with Stepwise Heat Inputs
대한기계학회 춘추학술대회
2022 .11
0