SECOND ATLAS DOMESTIC STANDARD PROBLEM (DSP-02) FOR A CODE ASSESSMENT
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.45 No.7 2013 pp.871-894
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A SUMMARY OF 50th OECD/NEA/CSNI INTERNATIONAL STANDARD PROBLEM EXERCISE (ISP-50)
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.44 No.6 2012 pp.561-586
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FIRST ATLAS DOMESTIC STANDARD PROBLEM (DSP-01) FOR THE CODE ASSESSMENT
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.43 No.1 2011 pp.25-44
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LBLOCA AND DVI LINE BREAK TESTS WITH THE ATLAS INTEGRAL FACILITY
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.6 2009 pp.775-784
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SAFETY ASSESSMENT OF KOREAN NUCLEAR FACILITIES: CURRENT STATUS AND FUTURE
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.4 2009 pp.391-402
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.10 2009 pp.1263-1274
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EXPERIMENTAL SIMULATION OF A DIRECT VESSEL INJECTION LINE BREAK OF THE APR1400 WITH THE ATLAS
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.5 2009 pp.655-676
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INTEGRAL BEHAVIOR OF THE ATLAS FACILITY FOR A 3-INCH SMALL BREAK LOSS OF COOLANT ACCIDENT
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.40 No.3 2008 pp.199-212
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THERMAL-HYDRAULIC TESTS AND ANALYSES FOR THE APR1400'S DEVELOPMENT AND LICENSING
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.39 No.4 2007 pp.299-312
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[Kisti 연계] 한국원자력산업회의 원자력산업 Vol.26 No.10 2006 pp.61-74
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평균 양방향 튜브의 설계 최적화를 위한 FLUENT 코드해석
[Kisti 연계] 유체기계공업학회 유체기계저널 Vol.8 No.4 2005 pp.14-19
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Critical Heat Flux of Vertical Upward Water Flow in Uniformly Heated Round Tube
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2005 pp.651-652
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2005 pp.777-778
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Heat Loss Distortion of Scale-Downed Integral Effect Test Facility
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2005 pp.693-694
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Detailed Lateral Flow Structure in a Square Sub-channel Geometry
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2005 pp.510-511
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MEASUREMENT OF THE SINGLE AND TWO PHASE FLOW USING A NEWLY DEVELOPED AVERAGE BIDIRECTIONAL FLOW TUBE
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.37 No.6 2005 pp.595-604
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Prediction of the Critical Heat Flux for a 3x3 Rod Bundle Using MARS Code
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2005 pp.498-499
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.36 No.5 2004 pp.403-414
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Experimental Study on Flow Mixing in a Bundle Array with Vaned Spacer Grid
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2004 pp.247-248
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임계압력 근처에서의 환형관 채널에 대한 열전달 특성 연구
[Kisti 연계] 대한기계학회 대한기계학회 학술대회논문집 2004 pp.2094-2099
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