Irradiation test of mox fuel in the halden reactor and the analysis of measured data with the fuel performance code cosmos /
Đã lưu trong:
Tác giả chính: | Wiesenack, Wolfgang. |
---|---|
Tác giả khác: | Lee, Byung-Ho., Sohn, Dong-Seong. |
Định dạng: | Bài viết |
Ngôn ngữ: | English |
Những chủ đề: | |
Các nhãn: |
Thêm thẻ
Không có thẻ, Là người đầu tiên thẻ bản ghi này!
|
Thư viện lưu trữ: | Thư viện Trường Đại học Đà Lạt |
---|
Những quyển sách tương tự
- Ceramography analysis of MOX fuel rods after an irradiation test /
-
Reactor core fuel management
Bỡi: Silvennoinen, P
Được phát hành: (2014) -
Multi-scale models and simulations of nuclear fuels /
Bỡi: Stan, Marius. -
Plutonium management options : Liability or resource /
Bỡi: Bairiot, Hubert. -
Evolution of nuclear fuel management and reactor operational aid tools /
Bỡi: Turinsky, Paul J.