REACTOR THERMAL HYDRAULICS ANALYSIS OF NUSCALE SUBCHANNEL USING ALUMINA NANOFLUID /
Đã lưu trong:
| Tác giả chính: | |
|---|---|
| Tác giả của công ty: | |
| Tác giả khác: | , |
| Định dạng: | Sách |
| Ngôn ngữ: | Tiếng Anh |
| Được phát hành: |
Dhaka :
NSE DEPT. MIST,
c2026.
|
| Những chủ đề: | |
| Các nhãn: |
Không có thẻ, Là người đầu tiên thẻ bản ghi này!
|
Những quyển sách tương tự: REACTOR THERMAL HYDRAULICS ANALYSIS OF NUSCALE SUBCHANNEL USING ALUMINA NANOFLUID /
- INTEGRATED SUBCHANNEL AND CONJUGATE HEAT TRANSFER ANALYSIS OF NUSCALE TYPE SMALL MODULAR REACTOR /
- NEUTRONIC ASSESSMENT AND THERMAL HYDRAULIC MODELING OF COATED FUEL CLADDING AND NANOFLUID COOLANTS IN A VVER-1200 REACTOR/
- ENHANCEMENT OF A PRESSURIZED WATER REACTOR SUBCHANNEL DESIGN TO MAXIMIZE HEAT TRANSFER EFFICIENCY /
- ANALYSIS OF STRUCTURAL SAFETY PARAMETERS AND THERMAL BEHAVIOR OF THE FUEL ASSEMBLY OF A GENERIC VVER-1200 NUCLEAR REACTOR USING ANSYS /
- A STUDY ON CORE NEUTRONIC PARAMETERS OF THERMAL (BEAVRS PWR) AND FAST (NEA SFR) REACTORS USING MONTE CARLO CODES /
- Nuclear Reactor Thermal Hydraulics : An Introduction to Nuclear Heat Transfer and Fluid Flow /