Analyses of fluid flow and heat transfer inside calandria vessel of candu-6 reactor using CFD /
Đã lưu trong:
Tác giả chính: | Yu, Seon-Oh. |
---|---|
Tác giả khác: | Kim, Hho-Jung., Kim, Manwoong. |
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 of best practice guidelines for CFD in nuclear reactor safety /
Bỡi: Mahaffy, J. -
CFD application to the regulatory assessment of fac-caused CANDU feeder pipe wall thinning issue /
Bỡi: Kang, Dong-Gu. -
Assessment of CFD codes used in nuclear reactor safety simulations /
Bỡi: Smith, B.L.. -
A review of CANDU feeder wall thinning /
Bỡi: Chung, H.-S. -
Predictions of critical heat flux using the ASSERT-PV subchannel code for a CANFLEX variant bundle /
Bỡi: Onder, Ebru Nihan.