Heat transfer test in a vertical tube using CO2 at supercritical pressures

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作者：

Korea Atomic Energy Research Institute, 150 Dukjin-dong, Yusung-gu, Daejeon 305-353, Korea, Republic of ^{[1
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机构：

来源：

J Nucl Sci Technol | / 3卷 / 285-293期

关键词：

Heat transfer correlation - Reactor core design - Supercritical pressures - Supercritical water cooled reactor - Vertical tubes;

D O I：

暂无

中图分类号：

学科分类号：

摘要：

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