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    Thermal hydraulic analysis and design of the WWR-M2 nuclear research reactor – power upgrading

    Thermal hydraulic analysis and design of the WWR-M2 nuclear research reactor – power upgrading von Bsebsu, F. M., Bede, G.

    Veröffentlicht in Kerntechnik (1987)

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    Nuclear reactor channel modelling using the THMOD2 code

    Nuclear reactor channel modelling using the THMOD2 code von BSEBSU, F. M, BEDE, G

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    Theoretical study in Single-Phase Forced-Convection Heat Transfer Characteristics for Narrow Annuli Fuel Coolant Channels

    Theoretical study in Single-Phase Forced-Convection Heat Transfer Characteristics for Narrow Annuli Fuel Coolant Channels von Bsebsu, F M, Bede, G


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    Thermal hydraulic analysis and design of the WWR-m2 nuclear research reactor -power upgrading

    Thermal hydraulic analysis and design of the WWR-m2 nuclear research reactor -power upgrading von BSEBSU, F. M, BEDE, G

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    Nuclear reactor channel modelling using the THMOD2 code / Modellierung eines Reaktorkühlkanals mit Hilfe des Rechencodes THMOD2

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