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Enhancement of critical heat flux with additive-manufactured heat-transfer surface
Nuclear Engineering and Technology
2024 .07
설계방식에 따른 초고압 반응용기의 구조적 특성에 관한 연구
한국정밀공학회 학술발표대회 논문집
2018 .05
Experimental Validation of Longitudinal Control of a Platoon of Vessels Established via the V-REP Simulator
INTERNATIONAL JOURNAL of FUZZY LOGIC and INTELLIGENT SYSTEMS
2019 .12
Study on Radiological Inventory Assessment of K 1 Reactor Vessel
한국방사성폐기물학회 학술대회
2019 .01
Segmentation and Packaging Plan for the Reactor Pressure Vessel
한국방사성폐기물학회 학술대회
2017 .01
다변량 관리도를 활용한 선박 메인 엔진의 이상 관리 상한선 결정에 관한 연구
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2018 .12
A preliminary study on material effects of critical heat flux for downward-facing flow boiling
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2021 .09
Event/accident Simulation Model of the Reactor Pressure Vessel Internal Segmentation Activity
한국방사성폐기물학회 학술대회
2019 .01
Influence of an in-vessel debris bed on the heat load to a reactor vessel under an IVR condition
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2023 .01
Vessel failure sensitivities of an advanced reactor for SBLOCA
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2020 .01
PGSFR 소듐냉각고속로 원자로용기 설계 및 구조건전성 평가
한국압력기기공학회 논문집
2016 .06
Heat in Leak simulation to LH2 Vessel
대한설비공학회 학술발표대회논문집
2022 .06
Corium Weight Effect on the RPV Lower-head during Severe Accident Condition
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2019 .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
Transient Critical Heat Flux of Subcooled Flow Boiling in a Vertical Tube with Stepwise Heat Inputs
대한기계학회 춘추학술대회
2022 .11
Dynamic Assessment of Core Support Barrel and Reactor Vessel Interactions in Contact Conditions
대한기계학회 춘추학술대회
2024 .11
유한요소해석을 이용한 100L-700MPa 급 초고압용기 설계 기법 개발
한국정밀공학회 학술발표대회 논문집
2019 .05
Radiation Source Term Analysis for APR1400 Reactor Pressure Vessel
한국에너지학회 학술발표회
2017 .09
원자로용기 결함 조건에 따른 원자로 내부구조물 이상진동에 대한 유한요소 해석
한국소음진동공학회논문집
2023 .12
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