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Development of PHWR (CANDU-6) safety analysis methodology using parallel coupling method with thermal hydraulics/reactor physics computer codes = 열수력-원자로물리 전산코드 병렬 연계방법을 활용한 가압중수로형 원전 (CANDU-6) 안전해석 방법론 개발link Kim, Jong-Hyun; 김종현; Chang, Soon-Heung; 장순흥, 한국과학기술원, 2014 | |
(A) study on quantification of the information flow and effectiveness of information aids for diagnosis tasks in nuclear power plants = 원자력발전소의 진단업무를 위한 정보흐름의 정량화 및 정보지원의 효과에 관한 연구link Kim, Jong-Hyun; 김종현; Seong, Poong-Hyun; 성풍현, 한국과학기술원, 2004 |
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