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Assessment of TRAC-PF1/MOD1 and TRAC-PF1/MOD2 codes for thermal-hydraulic behavior in pressure vessel during reflood in SCTF test with an inclined radial power distribution

メタデータ

データの提供元

日本原子力研究開発機構図書館蔵書

日本原子力研究開発機構の中央図書館所蔵資料を対象とした検索データベース。同図書館が所蔵する図書、レポート、会議資料、雑誌、Docketが検索できる。

2022/12/07