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!
소듐 시험시설 STELLA-2 의 주요 기기 고온 건전성 평가
대한기계학회 춘추학술대회
2017 .04
Similarity evaluation of the pump simulation loop in STELLA-2 for conservation of mechanical sodium pump characteristics
Nuclear Engineering and Technology
2023 .01
Heat transfer characteristics of redan structure in large-scale test facility STELLA-2
Nuclear Engineering and Technology
2021 .04
On the Safety and Performance Demonstration Tests of Prototype Gen-IV Sodium-Cooled Fast Reactor and Validation and Verifi cation of Computational Codes
Nuclear Engineering and Technology
2016 .01
Design and analysis of high-temperature piping system in the STELLA-2 sodium test facility
대한기계학회 춘추학술대회
2015 .11
STELLA-2 소듐 시험 시설 고온 배관 계통의 설계 및 건전성 평가
대한기계학회 논문집 A권
2016 .09
Overall System Description and Safety Characteristics of Prototype Gen IV Sodium Cooled Fast Reactor in Korea
Nuclear Engineering and Technology
2016 .01
소듐냉각고속로 잔열제거계통의 나선형 소듐-공기 열교환기 해석을 위한 1차원 시스템 코드 모델링 및 해석
대한기계학회 춘추학술대회
2024 .11
설계오류 자동검증을 위한 안전설계 Rule Library 기반 구축에 관한 연구
한국위험물학회지
2022 .12
Design Thinking
대한인간공학회 학술대회논문집
2016 .11
Evaluation for a Sodium Water Reaction Event due to Steam Generator Tubes Break in the PGSFR
Nuclear Engineering and Technology
2016 .01
Numerical Analysis of the Temperature Distribution of the EM Pump for the Sodium Thermo-hydraulic Test Loop of the GenIV PGSFR
Nuclear Engineering and Technology
2021 .05
Design and operation of the transparent integral effect test facility, URI-LO for nuclear innovation platform
Nuclear Engineering and Technology
2021 .03
A Preliminary Safety Analysis for the Prototype Gen IV Sodium-Cooled Fast Reactor
Nuclear Engineering and Technology
2016 .01
Structural Design for Fire Safety
한국강구조학회지
2022 .04
Contribution of thermal – hydraulic validation tests to the standard design approval of SMART
Nuclear Engineering and Technology
2017 .01
지진 하중을 받는 PGSFR 일차열전달계통 펌프의 구조건전성 평가
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2019 .07
Research on design requirements for passive residual heat removal system of lead cooled fast reactor via model-based system engineering
Nuclear Engineering and Technology
2024 .08
소듐냉각고속원형로 (PGSFR) 설계 검증을 위한 수력실험
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2018 .11
Safety Design Criteria for Spent Nuclear Fuel Cycle Facility
한국방사성폐기물학회 학술대회
2018 .01
0