Statistical modelling of graphite brick cracking in advanced gas-cooled reactors /

Mã QR

Statistical modelling of graphite brick cracking in advanced gas-cooled reactors /

Đã lưu trong:

Chi tiết về thư mục
Tác giả chính:	Maul, Philip R.
Tác giả khác:	Northrop, Paul J., Robinson, Peter C.
Định dạng:	Bài viết
Ngôn ngữ:	English
Những chủ đề:	Blind predictions Graphite Model performance Nuclear reactors System variability
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

Dynamics of nuclear reactors
Bỡi: Hetrick, David L
Được phát hành: (2013)

Supercritical-pressure light water cooled reactors
Bỡi: Yoshiaki Oka, et al.
Được phát hành: (2015)

Fundamentals and recent developments of reactor physics methods /
Bỡi: Cho, Nam Zin.

Nuclear Reactor Theory
Bỡi: Sekimoto, Hiroshi
Được phát hành: (2012)

Introduction to nuclear reactor theory
Bỡi: Lamarsh, John R.
Được phát hành: (1966)

Reactor core fuel management
Bỡi: Silvennoinen, P
Được phát hành: (2014)

Introduction to nuclear reactor theory
Bỡi: Lamarsh, John R
Được phát hành: (2013)

Super light water reactors and super fast reactors : supercritical-pressure light water cooled reactor
Bỡi: Yoshiaki Oka
Được phát hành: (2015)

Nuclear reactor physics
Bỡi: Stacey, Weston M
Được phát hành: (2014)

Nuclear Reactor Engineering: Reactor Systems Engineering
Bỡi: Glasstone, Samuel, et al.
Được phát hành: (2014)

Nuclear Reactor Kinetics and Plant Control
Bỡi: Oka, Yoshiaki
Được phát hành: (2016)

Nuclear Reactor Hazards Ongoing Dangers of Operating Nuclear Technology in the 21st Century
Bỡi: Hirsch, Helmut, et al.
Được phát hành: (2014)

Nuclear reactor analysis
Bỡi: Duderstadt, James J, et al.
Được phát hành: (2014)

Elementary introduction to nuclear reactor physics
Bỡi: Liverhant, S E
Được phát hành: (2014)

Characterization and testing of materials for nuclear reactors: Proceedings of a technical meeting held in Vienna, May 29--June 2, 2006
Bỡi: Paranjpe, Shriniwas K
Được phát hành: (2013)

Reactor physics
Bỡi: Zweifel, P F
Được phát hành: (2014)

Nuclear reactor theory
Bỡi: Bell, George I, et al.
Được phát hành: (2013)

Nuclear-reactor analysis
Bỡi: Henry, Allan F
Được phát hành: (2014)

Development and diffusion of the nuclear power reactor :
Bỡi: Deleon, Peter
Được phát hành: (1979)

DOE fundamentals handbook: Nuclear physics and reactor theory. Volume 2
Bỡi: Washington DC USDOE
Được phát hành: (2013)

Graphite intercalation compounds and applications
Bỡi: Enoki, Toshiaki
Được phát hành: (2003)

Development of MARS-GCR/V1 for thermal-hydraulic safety analysis of gas-cooled reactor systems /

Development of best practice guidelines for CFD in nuclear reactor safety /
Bỡi: Mahaffy, J.

Safety studies on hydrogen production system with a high temperature gas-cooled reactor /
Bỡi: Takeda, Tetsuaki.

Communication development in congenitally blind and severely vision impaired children : Principles and strategies /
Bỡi: Blackall, Loretta.
Được phát hành: (1990)

Nuclear power systems, an introductory text
Bỡi: King, Cecil Dudley Gregg
Được phát hành: (2014)

Reactor physics challenges in gen-iv reactor design /
Bỡi: Driscoll, Michael J.

Assessment of CFD codes used in nuclear reactor safety simulations /
Bỡi: Smith, B.L..

A blind child in my Classroom : A handbook for primary teachers /
Bỡi: Cronin, Peter.
Được phát hành: (1990)

A blind student in the regular primary classroom methods of teaching /
Bỡi: Cronin, Peter.
Được phát hành: (1992)

High-performance supercapacitors based on hierarchically porous graphite particles /

Reactor dosimetry in the 21st century : proceedings of the 11th International Symposium on Reactor Dosimetry : Brussels, Belgium, 18-23 August 2002 /
Được phát hành: (2003)

Design of delay-tolerant controller for remote control of nuclear reactor power /
Bỡi: Lee, Yoon-Joon.

Tokamak reactor system analysis code for the conceptual development of demo reactor /
Bỡi: Hong, Bong-Guen.

Status and perspective of two-phase flow modelling in the neptune multiscale thermal-hydraulic platform for nuclear reactor simulation /
Bỡi: Bestion, Dominique.

Hydrodynamic characteristics and gas-liquid mass transfer in a biofilm airlift suspension reactor /

Pile neutron research.
Bỡi: Hughes, Donald James, 1915-
Được phát hành: (1953)

Thermophysical properties of materials for nuclear engineering: A tutorial and collection of data.
Bỡi: International Atomic Energy Agency
Được phát hành: (2013)

Chemical reactor design, optimization, and scaleup
Bỡi: Nauman, E. Bruce
Được phát hành: (2001)

MSET performance optimization through regularization /
Bỡi: Hines, J. Wesley.