소듐냉각고속로 피복관용 중형 HT9 단조품 소재의 미세조직 및 기계적 특성 평가
[Kisti 연계] 한국방사성폐기물학회 Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology Vol.10 No.1 2012 pp.21-26
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ADVANCED SFR DESIGN CONCEPTS AND R&D ACTIVITIES
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.4 2009 pp.427-446
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MICROSTRUCTURAL OBSERVATION AND TENSILE ISOTROPY OF AN AUSTENITIC ODS STEEL
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.40 No.4 2008 pp.305-310
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CONCEPTUAL DESIGN OF THE SODIUM-COOLED FAST REACTOR KALIMER-600
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.39 No.3 2007 pp.193-206
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Comparison of Tritium Generation Amounts between Pebble and Block Type Reactor for VHTR
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2005 pp.211-212
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2005 pp.443-444
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The Effects of Hydride Rim on the Ductility of Zr-based Nuclear Fuel Cladding
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2005 pp.286-287
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Evaluation of the CABRI Rep-Na8 RIA-Simulation Experiments with the FREY Fuel Performance Code
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2004 pp.517-518
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Development of Two-Stage Two-Step Fission Gas Release Model
[Kisti 연계] 한국원자력학회 한국원자력학회 학술대회논문집 2004 pp.929-930
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Analysis of Corrosion Behavior of KOFA Zircaloy-4 Cladding
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.30 No.2 1998 pp.173-179
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ANS과도조건 I 및 II에서 17x17 KOFA 핵연료봉의 기계적 건전성이 유지되는 과도상태 허용 출력준위에 관한 연구
[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.26 No.1 1994 pp.119-125
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[Kisti 연계] 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Vol.26 No.4 1994 pp.526-535
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