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

Gardado en:
Detalles Bibliográficos
Autor Principal: Jun, Ji-Su.
Formato: Artigo
Idioma:English
Những chủ đề:
CCP
Các nhãn: Engadir etiqueta
Sen Etiquetas, Sexa o primeiro en etiquetar este rexistro!
Thư viện lưu trữ: Thư viện Trường Đại học Đà Lạt