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Challenges in reactor core thermal-hydraulics: subchannel analysis, CFD modeling and rod bundle CHF

机译:反应堆堆芯热工液压系统的挑战:子通道分析,CFD建模和棒束CHF

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  • 来源
    《Kerntechnik》 |2016年第3期|213-213|共1页
  • 作者单位

    Xi An Jiao Tong Univ, Sci & Technol Ctr Adv Nucl Fuel Res, Xian 710049, Peoples R China;

    Texas A&M Univ, Dept Nucl Engn, College Stn, TX 77843 USA;

    Politecn Milan, Dipartimento Energia, Milan, Italy;

    Xi An Jiao Tong Univ, Sci & Technol Ctr Adv Nucl Fuel Res, Xian 710049, Peoples R China;

    CGN, China Nucl Power Technol Res Inst, Nucl Fuel R&D Ctr, Shenzhen, Peoples R China;

    Xi An Jiao Tong Univ, Sci & Technol Ctr Adv Nucl Fuel Res, Xian 710049, Peoples R China;

  • 收录信息 美国《科学引文索引》(SCI);美国《工程索引》(EI);
  • 原文格式 PDF
  • 正文语种 eng
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