Standard Fuel Block Test to Validate Core Thermo-Fluid Analysis Code for Prismatic Gas-Cooled Reactor

Bibliographische Detailangaben

Veröffentlicht in:	NURETH (18. : 2019 : Portland, Or.) 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics 2019 (NURETH 2019) ; Volume 9 of 9
1. Verfasser:	Kim, Chan Soo (VerfasserIn)
Weitere Verfasser:	Park, Byung Ha (VerfasserIn), Kim, Eung Seon (VerfasserIn)
Pages:	18
Format:	UnknownFormat
Sprache:	eng
Veröffentlicht:	2020
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