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Development and validation of reactor nuclear design code CORCA-3D

Ping An Yongqiang Ma Peng Xiao Fengchen Guo Wei Lu Xiaoming Chai 2019년

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논문상세정보

- 저자 Ping An Yongqiang Ma Peng Xiao Fengchen Guo Wei Lu Xiaoming Chai
- 제어번호 106389802
- 학술지명 Nuclear Engineering and Technology
- 권호사항 Vol. 51 No. 7 [ 2019 ]
- 발행처 한국원자력학회
- 발행처 URL http://www.kns.org
- 자료유형 학술저널
- 수록면 1721-1728
- 언어 English
- 출판년도 2019
- 등재정보 KCI등재
- 판매처
- 주제어 Critical boron concentration Diffusion calculation Nuclear design Science Thermal-hydraulic feedback
- 참고문헌( 2)
유사주제 논문( 147)

인용/피인용

Development and validation of reactor nuclear desi ...

' Development and validation of reactor nuclear design code CORCA-3D' 의 주제별 논문영향력

논문영향력 요약
동일주제 총논문수	논문피인용 총횟수	주제별 논문영향력의 평균
주제	Critical boron concentration Diffusion calculation Nuclear design Science Thermal-hydraulic feedback
152	0	0.0%

논문영향력
주제		주제별 논문수	주제별 피인용횟수	주제별 논문영향력
주제어	Critical boron concentration	2	0	0.0%
	Diffusion calculation	2	0	0.0%
	Nuclear design	2	0	0.0%
	Science	143	0	0.0%
	Thermal-hydraulic feedback	3	0	0.0%
계		152	0	0.0%
* 다른 주제어 보유 논문에서 피인용된 횟수			0

' Development and validation of reactor nuclear design code CORCA-3D' 의 참고문헌

SCIENCE V2 Nuclear Code Package Qualification Report
S. Rauck [2004]
APOLLO2: a user-oriented, portable modular code for multigroup transport assembly calculations
R. Sanchez [1987]