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Nuclear Engineering and Technology
2019 .01
MELCOR를 이용한 OPR1000 원전의 이동형설비에 의한 사고 완화 평가
한국에너지학회 학술발표회
2024 .10
A Study on Characteristics of Airborne Materials for Pyroprocess Using MELCOR
한국방사성폐기물학회 학술대회
2017 .01
MELCOR 2.2 코드를 이용한 PHEBUS FPT-1 실험의 노심 열화 거동 및 방사선원항 방출 분석
에너지공학
2025 .03
중대사고 해석코드 MELCOR 1.8.6의 비응축성기체 존재 시 응축열전달 모델 평가
에너지공학
2016 .06
Analysis on the discharge characteristics and spreading behavior of an ex-vessel core melt in the SMART
Nuclear Engineering and Technology
2022 .12
An Improvement of Estimation Method of Source Term to the Environment for Interfacing System LOCA for Typical PWR Using MELCOR code
방사선방어학회지
2017 .01
CORQUENCH 코드를 활용한 중수로 calandria vault에서의 MCCI 거동 분석
한국압력기기공학회 논문집
2021 .12
APR+ 확률론적 안전성평가 및 대형냉각재상실사고 성공기준과 파단크기 민감도 분석
한국안전학회지
2016 .01
Investigation of a Hydrogen Mitigation System During Large Break Loss-Of-Coolant Accident for a Two-Loop Pressurized Water Reactor
Nuclear Engineering and Technology
2016 .01
OPR1000 TI-SGTR 사고 MELCOR 해석의 자연순환유동 입력인자 생산을 위한 CFD 해석
한국전산유체공학회지
2021 .09
중대사고 시 OPR1000형 원전에서의 MCCI 예비평가
한국에너지학회 학술발표회
2018 .04
APR1400 중대사고 최적분석을 위한 모델 개발
한국에너지학회 학술발표회
2019 .10
Estimation of In-plant Source Term Release Behaviors from Fukushima Daiichi Reactor Cores by Forward Method and Comparison with Reverse Method
방사선방어학회지
2017 .01
APR1000 4-펌프 운전조건이 노심유동분포에 미치는 영향
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2024 .07
Design Re-engineering of Core Shroud of APR1400 Reactor Internals
대한기계학회 춘추학술대회
2016 .12
Radiation Source Term Analysis for APR1400 Reactor Pressure Vessel
한국에너지학회 학술발표회
2017 .09
APR1400용 국산 RCP 50 시간 성능검증시험
대한기계학회 춘추학술대회
2015 .04
중대사고 관리전략의 유효성 평가를 위한 대안모델 개발 가능성 평가
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2021 .12
1/5 축소 모델을 이용한 APR1000의 4-펌프 운전 조건에서 고온관 유속에 대한 예비 실험 연구
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2024 .12
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