Neutronic, thermal–hydraulic and stress analysis of RF lithium cooled test blanket module for ITER

作者
I. V. Vitkovsky,M. M. Golovanov,V.A. Divavin,I.R. Kirillov,A.V Lipko,A. Malkov,I.A. Kartashev,V. M. Komarov,A.P. Ogorodnikov,O. Schipakin
出处
期刊:Fusion Engineering and Design [Elsevier BV]
卷期号:49-50: 703-707 被引量:8
标识
DOI:10.1016/s0920-3796(00)00175-7

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