Simulation and Analysis of the Sodium-Cooled Fast Reactor Steam Generator

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Bibliographische Detailangaben
Veröffentlicht in:NURETH (18. : 2019 : Portland, Or.) 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics 2019 (NURETH 2019) ; Volume 4 of 9
1. Verfasser: Che, Zenan (VerfasserIn)
Weitere Verfasser: Du, Peng (VerfasserIn), Zhang, Bo (VerfasserIn), Wu, Pan (VerfasserIn), Ge, Li (VerfasserIn), Shan, Jiangiang (VerfasserIn), Gou, Junli (VerfasserIn)
Pages:18
Format: UnknownFormat
Sprache:eng
Veröffentlicht: 2020
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