Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Sức khỏe - Y tế
Văn bản luật
Nông Lâm Ngư
Kỹ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
Giới thiệu
Đăng ký
Đăng nhập
Tìm
Danh mục
Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Y tế sức khỏe
Văn bản luật
Nông lâm ngư
Kĩ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
Thông tin
Điều khoản sử dụng
Quy định bảo mật
Quy chế hoạt động
Chính sách bản quyền
Giới thiệu
Đăng ký
Đăng nhập
0
Trang chủ
Từ khóa
nuclear engineering and technology
"
nuclear engineering and technology
" trang 11 - tải miễn phí từ tailieunhanh
Criticality benchmark of McCARD Monte Carlo code for light-water-reactor fuel in transportation and storage packages
13
70
0
Planning of alternative countermeasures for a station blackout at a boiling water reactor using multilevel flow modeling
11
93
0
An accident diagnosis algorithm using long short-term memory
7
74
0
Neutronic analysis of control rod effect on safety parameters in Tehran Research Reactor
7
80
0
Decontamination of radioactive wastewater by two-staged chemical precipitation
4
83
0
ROSA/LSTF test and RELAP5 code analyses on PWR steam generator tube rupture accident with recovery actions
8
85
0
Experimental simulation of activity release from leaking fuel rods
6
78
0
A study of thermolysis of irradiated diamide-containing extraction systems with nitric acid
5
64
0
Modeling of central void formation in LWR fuel pellets due to high-temperature restructuring
8
85
0
Extensive investigations of photon interaction properties for ZnxTe100- x alloys
8
85
0
Improved reactor regulating system logical architecture using genetic algorithm
15
76
0
Visualization of crust in metallic piping through real time neutron radiography obtained with low intensity thermal neutron flux
6
88
0
Adaptive group of ink drop spread: a computer code to unfold neutron noise sources in reactor cores
10
107
0
Dynamic characteristics assessment of reactor vessel internals with fluid-structure interaction
11
76
0
Analysis of inconsistent source sampling in monte carlo weight-window variance reduction methods
9
105
0
First studies for the development of computational tools for the design of liquid metal electromagnetic pumps
10
77
0
Physics study of Canada deuterium uranium lattice with coolant void reactivity analysis
11
74
0
Electromagnetism mechanism for enhancing the refueling cycle length of a wwer 1000
11
84
0
Removal of uranium from aqueous solution by alginate beads
7
84
0
Research on mechanical shim application with compensated prompt current of vanadium detectors
7
66
0
Đầu
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
[ 11 ]
12
13
14
15
Cuối