Status and perspective of two-phase flow modelling in the neptune multiscale thermal-hydraulic platform for nuclear reactor simulation /
Đã lưu trong:
Tác giả chính: | Bestion, Dominique. |
---|---|
Tác giả khác: | Den, Cea-Grenoble., Guelfi, Antoine. |
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
Những quyển sách tương tự
- Development and preliminary assessment of a three-dimensional thermal hydraulics code, CUPID /
-
Extension of CFD codes application to two-phase flow safety problems /
Bỡi: Bestion, D. -
A simple analytical method for nonlinear density wave two-phase instability in a sodium-heated and helically coiled steam generator /
Bỡi: Kim, Seong-O. - Experiments on the performance sensitivity of the passive residual heat removal system of an advanced integral type reactor /
-
Development of interfacial area transport equation /
Bỡi: Ishii, Mamoru.