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Some recent progress in reactor core thermal-hydraulics modelling

Cheng, Xu 1; Liu, Xiaojing
1 Institut für Angewandte Thermofluidik (IATF), Karlsruher Institut für Technologie (KIT)


Originalveröffentlichung
DOI: 10.1016/j.nucengdes.2023.112356
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Zitationen: 1
Zugehörige Institution(en) am KIT Institut für Angewandte Thermofluidik (IATF)
Publikationstyp Zeitschriftenaufsatz
Publikationsmonat/-jahr 08.2023
Sprache Englisch
Identifikator ISSN: 0029-5493, 1872-759X
KITopen-ID: 1000159085
Erschienen in Nuclear Engineering and Design
Verlag Elsevier
Band 410
Seiten Art.-Nr.: 112356
Nachgewiesen in OpenAlex
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