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
pwr core analysis
"
pwr core analysis
" trang 1 - tải miễn phí từ tailieunhanh
Verification and validation of STREAM/RAST-K for PWR analysis
13
66
0
Investigation of burst pressures in pwr primary pressure boundary components
10
60
0
PWR circuit contamination assessment tool. Use of OSCAR code for engineering studies at EDF
5
57
0
Simulation for neutron transport in pwr reactor moderator and evaluation for proper thickness of light water reflector
6
52
0
Crack growth and cracking behavior of Alloy 600/182 and Alloy 690/ 152 welds in simulated PWR primary water
10
57
0
ROSA/LSTF test and RELAP5 code analyses on PWR steam generator tube rupture accident with recovery actions
8
76
0
Propagation of nuclear data uncertainties for pwr core analysis
14
54
0
Influence of the dissolved hydrogen concentration on the radioactive contamination of the primary loops of DOEL-4 PWR using the OSCAR code
12
70
0
A methodology for performing sensitivity analysis in dynamic fuel cycle simulation studies applied to a PWR fleet simulated with the CLASS tool
17
46
0
Neutronic analysis of fuel assembly design in Small-PWR using uranium mononitride fully ceramic micro-encapsulated fuel using SCALE and Serpent codes
12
65
0
Comparison of oxide layers formed on the low-cycle fatigue crack surfaces of Alloy 690 and 316 SS tested in a simulated PWR environment
11
49
0
Evaluation of the reutilization of used nuclear fuel in a PWR core without reprocessing
11
73
0
Reactivity feedback effect on loss of flow accident in PWR
12
50
0
Uncertainty analysis of ROSA/LSTF test by RELAP5 code and PKL counterpart test concerning PWR hot leg break LOCAs
13
57
0
Low-frequency modes in the fluid-structure interaction of a U-tube model for the steam generator in a PWR
9
47
0
Mechanical analysis of the bow deformation of a row of fuel assemblies in a PWR core
9
49
0
Nuclear data uncertainty propagation for a typical pwr fuel assembly with burnup
10
54
0
Hydraulic and statistical study of metastable phenomena in PWR rod bundles
7
46
0
Lithium and boron analysis by LA-ICP-MS results from a bowed PWR rod with contact
9
42
0
Neutronics characterization of an erbia fully poisoned PWR assembly by means of the APOLLO2 code
12
55
0
Đầu
[ 1 ]
2
3
Cuối
crossorigin="anonymous">
Đã phát hiện trình chặn quảng cáo AdBlock
Trang web này phụ thuộc vào doanh thu từ số lần hiển thị quảng cáo để tồn tại. Vui lòng tắt trình chặn quảng cáo của bạn hoặc tạm dừng tính năng chặn quảng cáo cho trang web này.