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Development of thermal hydraulic analysis code for nuclear reactors with annular fuels and assessment of the KAIST DNB-type theoretical critical heat flux model = Annular fuel이 장착된 원자로의 열수력 분석 코드 개발 및 KAIST의 DNB 영역의 이론적 임계열유속 모델 평가link Han, Kyu-Hyun; 한규현; Chang, Soon-Heung; 장순흥, 한국과학기술원, 2006 |
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