Predictions of critical heat flux using the ASSERT-PV subchannel code for a CANFLEX variant bundle /
Đã lưu trong:
Tác giả chính: | Onder, Ebru Nihan. |
---|---|
Tác giả khác: | Leung, Laurence Kim-Hung., Rao, Yanfei. |
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
-
Nupec BFBT subchannel void distribution analysis using the matra and mars codes /
Bỡi: Hwang, Dae-Hyun. -
Comparison of dryout power data between canflex MK-V and canflex MK-IV bundle strings in uncrept and crept channels /
Bỡi: Jun, Ji Su. - An experimental study on post-chf heat transfer for low flow of water in a 3x3 rod bundle /
-
American election night and the journalism of assertion /
Bỡi: Marriott, Stephanie. -
Thermalhydraulic evaluations for a canflex bundle with natural or recycled uranium fuel in the uncrept and crept channels of a candu-6 reactor /
Bỡi: Jun, Ji-Su.