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

Đã lưu trong:
Bibliografiske detaljer
Hovedforfatter: Jun, Ji-Su.
Format: Bài viết
Sprog:English
Fag:
CCP
Tags: Tilføj Tag
Ingen Tags, Vær først til at tagge denne postø!
Thư viện lưu trữ: Thư viện Trường Đại học Đà Lạt