Ayrıntılar: Small and medium-size power reactors. Proceedings of a panel on small and medium-size power reactors, held in Vienna, 24-28 June 1968.

Image from Google Jackets

Small and medium-size power reactors. Proceedings of a panel on small and medium-size power reactors, held in Vienna, 24-28 June 1968.

Yazar: Panel on Small and Medium-Size Power Reactors Vienna 1968Katkıda bulunan(lar): International Atomic Energy AgencyDil:engfrespa Seri kaydı: Panel proceedings seriesYayın ayrıntıları: Vienna IAEA 1969Fiziksel Tanımlama: 179 p. 24 cmKonu(lar): Nuclear power plants -- Addresses, essays, lectures | Nuclear reactors -- Addresses, essays, lecturesDDC sınıflandırma: 621.4834 PAN 1969 LOC sınıflandırması:TK9202 | .P346 1968

Mevcut
Materyal türü	Geçerli Kütüphane	Ana kütüphane	Koleksiyon	Yer numarası	Cilt bilgileri	Kopya numarası	Durum	İade tarihi	Barkod
Kitaplar	Genel Koleksiyon	TENMAK Kütüphanesi	Genel Koleksiyon	621.4834 PAN 1969 (Rafa gözatın(Aşağıda açılır))	1	1	Kullanılabilir		T365

Önceki	Kullanılabilir kapak resmi yok	Kullanılabilir kapak resmi yok	Kullanılabilir kapak resmi yok	Kullanılabilir kapak resmi yok	Kullanılabilir kapak resmi yok	Kullanılabilir kapak resmi yok	Kullanılabilir kapak resmi yok	Sonraki
Önceki	621.4834 ORG 1982 OECD Halden Reactor Project 1981 Twenty second annual report	621.4834 PAN 1960 Heavy water lattices.	621.4834 PAN 1968 Fuel burn-up predictions in thermal reactors. Proceedings of a panel held in Vienna, 10-14 April 1967.	621.4834 PAN 1969 Small and medium-size power reactors. Proceedings of a panel on small and medium-size power reactors, held in Vienna, 24-28 June 1968.	621.4834 POL 1997 Training material for IAEA advanced reactor simulation system : user manual and sample cases for a computer code that simulates the response to operating and accident conditions of a number of water-cooled reactor types in the small and medium power range, that the IAEA is making available to interested member states for educational and training purposes.	621.4834 POW 1971 Power from the high temperature reactor : a survey of the work of the OECD Dragon Project	621.4834 PRE 1978 Prevention of stress corrosion by limitation of applied static loads in BWR piping and components	Sonraki

"Convened by the IAEA."

"STI/PUB/217."

English, French, or Spanish. Abstracts in English.

Includes bibliographical references.

Bu materyal hakkında henüz bir yorum yapılmamış.

bir yorum göndermek için.