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

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ग्रंथसूची विवरण
मुख्य लेखक: Jun, Ji-Su.
स्वरूप: लेख
भाषा:English
विषय:
CCP
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Thư viện lưu trữ: Thư viện Trường Đại học Đà Lạt

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