Thermal-Hydraulic Analysis for PWR Reactor Core in Subchannel Scale Using Component Analysis Code CUPID

Bibliographische Detailangaben

Veröffentlicht in:	NURETH (17. : 2017 : Xi'an) 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) ; Volume 9 of 14
1. Verfasser:	Yoon, Seok Jong (VerfasserIn)
Weitere Verfasser:	Kim, Seul-Been (VerfasserIn), Park, Goon-Cherl (VerfasserIn), Cho, Hyoung Kyu (VerfasserIn), Yoon, Han-Young (VerfasserIn)
Pages:	17
Format:	UnknownFormat
Sprache:	eng
Veröffentlicht:	2018
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