Segmentation Performance Analysis of the Otsu Algorithm for Spent Nuclear Fuel Cladding Image According to Morphological Operations
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- 영문명
- 발행기관
- 한국방사성폐기물학회
- 저자명
- Jee A Baik Jun Won Choi Jung Jin Kim
- 간행물 정보
- 『Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (JNFCWT)』Vol.22 No.3, 301~311쪽, 전체 11쪽
- 주제분류
- 공학 > 공학일반
- 파일형태
- 발행일자
- 2024.09.30
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목차
해당간행물 수록 논문
- Thermodynamics of Se(IV) Sorption Onto Ca-type Bentonil-WRK Montmorillonite
- Solubility of Trivalent Am, Eu, and Sm in the Synthetic KAERI Underground Research Tunnel Groundwater
- Construction of a Rotating Disk Electrode System for Measuring Electrochemical Parameters of a Metal Ion in LiCl–KCl Melt: Electrochemical Properties of Sm3+
- Surface Engineering Technologies to Mitigate Chloride-Induced StressCorrosion Cracking in Stainless Steel Dry Cask Storage Containments for Used Nuclear Fuel
- Sorption of Tc(IV) in Saline Solutions – I. Sorption on MX-80 and Granite in Ca-Na-Cl Solutions
- Radiation Monitoring of Nuclear Material in Process for Reducing Environmental Burden
- Sorption of Tc(IV) in Saline Solutions – II. Sorption on MX-80, Illite, Shale and Limestone in Na-Ca-Cl Solutions
- Segmentation Performance Analysis of the Otsu Algorithm for Spent Nuclear Fuel Cladding Image According to Morphological Operations
- Radiation Shielding Effect due to Cracks in Concrete Silo Dry Storage Systems
- Analyses of Two Deep-Geological-Disposal Concepts for CANDU Spent Nuclear Fuels Using Storage Baskets
- Methodology to Link the Results of Radiological Characterizations of Decommissioning Nuclear Power Plants
- Evaluation of Functional Capability for Spent Fuel Drops in PWR Spent Fuel Rack
참고문헌
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- Sorption of Eu(III) Onto MX-80 and Granite in Ca-Na-Cl Solutions
- Comparison of Optimization Algorithms for Fracture Parameters Estimation of Spent Nuclear Fuel Cladding With Reoriented Hydride
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