luanvansieucap
luanvansieucap
Luận Văn - Báo Cáo
Kỹ Năng Mềm
Mẫu Slide
Kinh Doanh - Tiếp Thị
Kinh Tế - Quản Lý
Tài Chính - Ngân Hàng
Biểu Mẫu - Văn Bản
Giáo Dục - Đào Tạo
Giáo án - Bài giảng
Công Nghệ Thông Tin
Kỹ Thuật - Công Nghệ
Ngoại Ngữ
Khoa Học Tự Nhiên
Y Tế - Sức Khỏe
Văn Hóa - Nghệ Thuật
Nông - Lâm - Ngư
Thể loại khác
Báo Cáo Thực Tập
Luận Văn - Báo Cáo
Kỹ Năng Mềm
Mẫu Slide
Kinh Doanh - Tiếp Thị
Kinh Tế - Quản Lý
Tài Chính - Ngân Hàng
Biểu Mẫu - Văn Bản
Giáo Dục - Đào Tạo
Giáo án - Bài giảng
Công Nghệ Thông Tin
Kỹ Thuật - Công Nghệ
Ngoại Ngữ
Khoa Học Tự Nhiên
Y Tế - Sức Khỏe
Văn Hóa - Nghệ Thuật
Nông - Lâm - Ngư
Thể loại khác
Năng lượng
Tổng hợp: Mới đăng
Mới đăng
Tải nhiều
Xem nhiều
Đang Hot
Xu hướng
Loại file: Tất cả
Tất cả
.doc
.pdf
.docx
.ppt
.pptx
.pot
.potx
.pps
.ppsx
Giá tiền: Tất cả
Tất cả
Miễn phí
Có phí
Phân loại vật liệu nano và xu hướng phát triển công nghệ nano
48
7
0
Bài giảng Ứng dụng năng lượng mặt trời tại việt nam: Có hướng đi, song còn nhiều rào cản
22
1
0
Active fast neutron singles assay of 235U enrichment in small samples of triuranium octoxide
8
3
0
The effect of a changing fuel solution composition on a transient in a fissile solution
9
3
0
The global nuclear liability regime post Fukushima Daiichi
10
1
0
A new method to study the transient feasibility of IVR-ERVC strategy
7
4
0
The effectiveness of full actinide recycle as a nuclear waste management strategy when implemented over a limited timeframe e Part I: Uranium fuel cycle
13
8
0
Inert-matrix fuel for transmutation: Selected mid- and long-term effects on reprocessing, fuel fabrication and inventory sent to final disposal
10
4
0
APERTRACK: A particle-tracking model to simulate radionuclide transport in the Arabian/Persian Gulf
13
3
0
Assessment of dose consequences based on postulated BDBA (beyond design basic accident) A-30MWt RSG-GAS after 30-year operation
7
2
0
Analysis of the Molten salt fast reactor using reduced-order models
14
1
0
Development of a new method to determine the axial void velocity profile in BWRs from measurements of the in-core neutron noise
11
2
0
Temperature effect on the thermal and hydraulic conductivity of Korean bentonite buffer material
8
3
0
Preliminary study of the effects of ageing on the long-term performance of NPP pipe
10
0
0
Computational burnup analysis of the TRIGA Mark II research reactor fuel
21
13
0
A systematic approach to identify initiating events and its relationship to Probabilistic Risk Assessment: Demonstrated on the Molten salt reactor experiment
14
3
0
Economics and finance of Molten salt reactors
12
6
0
Predictive nuclear power plant outage control through computer vision and data-driven simulation
11
2
0
Modeling filtered building effluent stack sampling points for qualification criteria
7
2
0
On the dose fields due to activated cooling water in nuclear facilities
14
2
0
<<
<
..
17
18
19
20
21
22
23
..
>