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RELAP5 및 SPACE2.16 전산코드의 임계유량모델 예측성 비교
한국에너지학회 학술발표회
2016 .04
Validation of RELAP5 MOD3.3 code for Hybrid-SIT against SET and IET experimental data
Nuclear Engineering and Technology
2020 .09
RELAP5 및 SPACE 2.16 전산코드를 이용한 APR+형 원전 루프실 뚫림 거동에 관한 평가
한국에너지학회 학술발표회
2015 .11
RELAP5 코드를 사용한 OPR1000의 MSGTR에 대한 RCP 정지 전략의 예비 민감도 분석
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2022 .06
재관수 실증실험과 TRACE 코드를 활용한 모델 변수의 불확실도 정량화
한국압력기기공학회 논문집
2024 .06
Effect of inlet throttling on thermohydraulic instability in a large scale water-based RCCS: A system-level analysis with RELAP5-3D
Nuclear Engineering and Technology
2024 .05
중수로원전에서 냉각재상실사고시 출력펄스 및 열수력 거동해석
대한기계학회 춘추학술대회
2015 .11
OPR1000형 원전 모델을 이용한 RELAP5/MOD3.3 코드 내 가압기 스프레이 모델 검토
한국에너지학회 학술발표회
2019 .10
Implementation of dynamic start-up test experimental data as a main part of the nuclear code validation procedure: Developed RELAP5 model for VVER-1000
Nuclear Engineering and Technology
2024 .09
현실적인 파단모델을 적용한 CANDU 6형 중수로 대형냉각재상실사고 예비 열수력 분석
한국에너지학회 학술발표회
2019 .05
해외 동향 - 미래를 위한 CANDU의 약속
원자력산업
2017 .01
MNSR transient analysis using the RELAP5/Mod3.2 code
Nuclear Engineering and Technology
2020 .09
Uncertainty quantification and propagation with probability boxes
Nuclear Engineering and Technology
2021 .08
수소화물 과하중 평가방법이 CANDU 압력관에 미치는 영향
대한기계학회 춘추학술대회
2018 .12
Effect of critical flow model in MARS-KS code on uncertainty quantifi cation of large break Loss of coolant accident (LBLOCA)
Nuclear Engineering and Technology
2020 .01
원전 중대사고 분석을 위한 BEPU 방법론 검토
한국에너지학회 학술발표회
2024 .10
Assessment of ECCMIX component in RELAP5 based on ECCS experiment
Nuclear Engineering and Technology
2020 .01
Analysis of LBLOCA of APR1400 with 3D RPV model using TRACE
Nuclear Engineering and Technology
2023 .05
시험장비의 특성을 고려한 진동시험결과에 대한 측정불확도 추정
한국소음진동공학회논문집
2016 .12
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