Arama Sonuçlarını Sınırlandır
Yazar
SpringerLink (Online service)
(73)
Nuclear Engineering Thesis.
(5)
Science in Nuclear Engineering Thesis.
(4)
Oka, Yoshiaki. editor.
(3)
Apikyan, Samuel. editor.
(2)
Yayın Yılı
-
Konu
Nuclear engineering.
(82)
Engineering.
(38)
Nuclear physics.
(16)
Environmental protection.
(13)
Electric engineering.
(12)
Materyal Türü
Shelf Location
Kütüphane
Liste görünümüne geç
Küçük resim görünümüne geç
135 sonuç bulundu Arama sonuçlarına abone ol
000000000000DEFAULT_TR
Yazdır
37. 
Numerical Simulations of Two-Phase Flows Using Two-Fluid Approch = İki Fazlı Akışların İki Akışkan Yaklaşımı İle Sayısal Modellemesi için kapak resmi
Numerical Simulations of Two-Phase Flows Using Two-Fluid Approch = İki Fazlı Akışların İki Akışkan Yaklaşımı İle Sayısal Modellemesi
Yazar 
Kılınç, Buğra. Science in Nuclear Engineering Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 10074 .K55 2011
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
38. 
Application of wall functions to large eddy simulations for channel flow at low and high reynolds numbers = Düşük ve yüksek reynolds sayılarında kanaldaki bir akışta duvar fonksiyonlarının large eddy simülasyonuna uygulanması için kapak resmi
Application of wall functions to large eddy simulations for channel flow at low and high reynolds numbers = Düşük ve yüksek reynolds sayılarında kanaldaki bir akışta duvar fonksiyonlarının large eddy simülasyonuna uygulanması
Yazar 
Korkmaz, Ufuk. Science in Nuclear Engineering Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 9477 .K67 2010
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
39. 
Calculation of Stress Intensity Factor of Cracks in Pressure Vessel Using Finite Elements Method = Sonlu Elemanlar Metodu Kullanılarak Basınç Kabındaki Çatlaklarda Stres Yoğunluk Faktörlerinin Hesaplanması için kapak resmi
Calculation of Stress Intensity Factor of Cracks in Pressure Vessel Using Finite Elements Method = Sonlu Elemanlar Metodu Kullanılarak Basınç Kabındaki Çatlaklarda Stres Yoğunluk Faktörlerinin Hesaplanması
Yazar 
Güzel, Tuğçe. Science in Nuclear Engineering Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 9783 .G89 2010
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
40. 
Computational Fluid Dynamics Analysis of a Free/Forced Convection Unit = Hesaplamalı Akışkanlar Dinamiği Yöntemi İle Doğal/Zorlamalı Konveksiyon Ünitesinin İncelenmesi için kapak resmi
Computational Fluid Dynamics Analysis of a Free/Forced Convection Unit = Hesaplamalı Akışkanlar Dinamiği Yöntemi İle Doğal/Zorlamalı Konveksiyon Ünitesinin İncelenmesi
Yazar 
Aslantürk, Irmak. Science in Nuclear Engineering Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 9784 .A85 2010
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
41. 
Nuclear fuel management optimization using genetic algorithm = Genetik algoritma ile nükleer yakıt yönetimi optimizayonu için kapak resmi
Nuclear fuel management optimization using genetic algorithm = Genetik algoritma ile nükleer yakıt yönetimi optimizayonu
Yazar 
Yılmazbayhan, Aylin. The Nuclear Engineering Department Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 4426 .Y55 1999
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
42. 
Effects of advanced fuel management strategies on fuel burnup = İleri nükleer yakıt yönetimi stratejilerinin yakıt kullanımına etkisi için kapak resmi
Effects of advanced fuel management strategies on fuel burnup = İleri nükleer yakıt yönetimi stratejilerinin yakıt kullanımına etkisi
Yazar 
Sarıkaya, Barış. The Nuclear Engineering Department Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 4428 .S27 1999
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
43. 
Finite element modeling of pellet-clad mechanical interaction = Yakıt ile zarfın mekanik etkileşiminin sonlu elemanlar yöntemi ile modellenmesi için kapak resmi
Finite element modeling of pellet-clad mechanical interaction = Yakıt ile zarfın mekanik etkileşiminin sonlu elemanlar yöntemi ile modellenmesi
Yazar 
Alim, Fatih. Nuclear Engineering Department According to the Regulations Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 4724 .A45 2000
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
44. 
Deterministic and probabilitic analysis of pressure vessel under PTS = Basınçlı termal şok altındaki basınç kabının deterministik ve probabilistik analizi için kapak resmi
Deterministic and probabilitic analysis of pressure vessel under PTS = Basınçlı termal şok altındaki basınç kabının deterministik ve probabilistik analizi
Yazar 
Özdere, Oya. Nuclear Engineering Department According to the Regulations Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 4723 .O93 2000
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
45. 
Neutronic and thermal hydraulic analysis of dry cask storage systems = Kuru depolama sistemlerinin nötronik ve termal hidrolik analizi için kapak resmi
Neutronic and thermal hydraulic analysis of dry cask storage systems = Kuru depolama sistemlerinin nötronik ve termal hidrolik analizi
Yazar 
Yavuz, Ufuk. Prepared in the Nuclear Engineering Department According to the Regulations Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 4922 .Y28 2000
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
46. 
Cost analysis and economic comparison for alternative fuel cycles in the heavy water cooled Canadian reactor (CANDU) = Ağır su soğutmalı KANADA (CANDU) reaktöründe alternatif yakıt çevrimleri için maliyet analizi ve ekonomik karşılaştırma için kapak resmi
Cost analysis and economic comparison for alternative fuel cycles in the heavy water cooled Canadian reactor (CANDU) = Ağır su soğutmalı KANADA (CANDU) reaktöründe alternatif yakıt çevrimleri için maliyet analizi ve ekonomik karşılaştırma
Yazar 
Yılmaz, Serkan. Prepared in the Nuclear Engineering Department According to the Regulations Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 4919 .Y56 2000
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
47. 
Candu-6 accident analysis : large breaks = Candu-6 reaktöründe kaza analizi : büyük kırıklar için kapak resmi
Candu-6 accident analysis : large breaks = Candu-6 reaktöründe kaza analizi : büyük kırıklar
Yazar 
Kayrancı, Serkan. The Nuclear Engineering Department According to The Regultions Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 4204 .K39 1999
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
48. 
Transient analysis of AP600 reactor by using RELAP5 system code = AP600 reaktörünün RELAP5 sistem kodu ile geçiş durumları analizi için kapak resmi
Transient analysis of AP600 reactor by using RELAP5 system code = AP600 reaktörünün RELAP5 sistem kodu ile geçiş durumları analizi
Yazar 
Pezek, Enis. The Nuclear Engineering Department According To The Regulations Thesis
Yer Numarası 
TEZ 4203 .P49 1999
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
Go to:Search Results
|
Top of Page
|
Search Facets