간행물 정보
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- 제공처
- 한국과학기술정보연구원
- 발행기관
- 한국원자력학회
- 수록기간
- 1969 ~ 2022
- 주제분류
- 공학 > 원자력공학
Vol.41 No.8 (15건)
GLOBAL DEPLOYMENT OF MITSUBISHI APWR, A GEN-III+ SOLUTION TO WORLD-WIDE NUCLEAR RENAISSANCE
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.989-994
협약을 통해 무료로 제공되는 자료로, 원문이용 방식은 연계기관의 정책을 따르고 있습니다.
THE DESIGN FEATURES OF THE ADVANCED POWER REACTOR 1400
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.995-1004
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PROPOSAL FOR DUAL PRESSURIZED LIGHT WATER REACTOR UNIT PRODUCING 2000 MWE
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1005-1014
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1015-1024
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1025-1044
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PREDICTION OF FREE SURFACE FLOW ON CONTAINMENT FLOOR USING A SHALLOW WATER EQUATION SOLVER
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1045-1052
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1053-1064
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PROCEDURE FOR APPLICATION OF SOFTWARE RELIABILITY GROWTH MODELS TO NPP PSA
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1065-1072
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1073-1078
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WASHING-ELECTROKINETIC DECONTAMINATION FOR CONCRETE CONTAMINATED WITH COBALT AND CESIUM
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1079-1086
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A STRESS ANALYSIS FOR A COATED FUEL PARTICLE OF A HTGR USING A FINITE ELEMENT METHOD
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1087-1100
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1101-1108
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SIMULATION OF HIGH BURNUP STRUCTURE IN UO<SUB>2 USING POTTS MODEL
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1109-1114
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1115-1126
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EVALUATION OF A PENETRATION-REINFORCING AGENT TO PREVENT THE AGING OF CONCRETE
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.8 2009 pp.1127-1134
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