Thermalhydraulic evaluations for a canflex bundle with natural or recycled uranium fuel in the uncrept and crept channels of a candu-6 reactor /

Sparad:
Bibliografiska uppgifter
Huvudupphovsman: Jun, Ji-Su.
Materialtyp: Artikel
Språk:English
Ämnen:
CCP
Taggar: Lägg till en tagg
Inga taggar, Lägg till första taggen!
Thư viện lưu trữ: Thư viện Trường Đại học Đà Lạt