Experimental Investigation of Power Transient Critical Heat Flux for Downward Flow in Narrow Rectangular Channel Used in Research Reactor

Bibliographische Detailangaben

Veröffentlicht in:	NURETH (18. : 2019 : Portland, Or.) 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics 2019 (NURETH 2019) ; Volume 6 of 9
1. Verfasser:	Kim, Hui Yung (VerfasserIn)
Weitere Verfasser:	Jeong, Jae Jun (VerfasserIn), Yun, Byong Jo (VerfasserIn)
Pages:	18
Format:	UnknownFormat
Sprache:	eng
Veröffentlicht:	2020
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