Arama Sonuçlarını Sınırlandır
Yazar
Nuclear Engineering Thesis.
(7)
Science in Nuclear Engineering Thesis.
(4)
The Nuclear Engineering Department Thesis.
(3)
Baratta, Anthony John, 1945- ort. yaz.
(2)
Elsevier
(2)
Dil
Yayın Yılı
-
Konu
Nuclear engineering.
(5)
NÜKLEER MÜHENDİSLİK.
(4)
NÜKLEER REAKTÖRLER.
(4)
Nuclear reactors.
(2)
NÜKLEER MÜHENDİSLİK -- MATEMATİKİ YÖNTEMLER.
(2)
Materyal Türü
Shelf Location
Liste görünümüne geç
Küçük resim görünümüne geç
Eylem Seç
54 sonuç bulundu Arama sonuçlarına abone ol
000000000000DEFAULT_TR
Yazdır
37. 
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:
38. 
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:
39. 
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:
40. 
Probabilistic safety assessment of ITU TRIGa mark-II reactor = İTÜ TRIGA mark II reaktörünün olasılıklı güvenlik değerlendirilmesi çalışması için kapak resmi
Probabilistic safety assessment of ITU TRIGa mark-II reactor = İTÜ TRIGA mark II reaktörünün olasılıklı güvenlik değerlendirilmesi çalışması
Yazar 
Ergün, Şule. The Nuclear Engineering Department Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 4429 .E74 1999
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
41. 
Multigroup cross-section generation by using Monte Carlo technique (MCNP CODE) = Monte Carlo tekniği kullanarak birden fazla grup tesir kesitlerinin üretilmesi için kapak resmi
Multigroup cross-section generation by using Monte Carlo technique (MCNP CODE) = Monte Carlo tekniği kullanarak birden fazla grup tesir kesitlerinin üretilmesi
Yazar 
Gürdal, Şamil Osman. Master Of Science in Nuclear Engineering Thesis.
Yer Numarası 
TEZ/8980 .G87 2009
Format: 
Durum 
Beytepe Kütüphanesi~1
Rafta:
Kopya:
42. 
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:
43. 
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:
44. 
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:
45. 
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:
46. 
Performance evaluation of parallel Monte Carlo method with variance reduction techniques = Varyans azaltma teknikleri ile paralel monte carlo metodunda performans analizi için kapak resmi
Performance evaluation of parallel Monte Carlo method with variance reduction techniques = Varyans azaltma teknikleri ile paralel monte carlo metodunda performans analizi
Yazar 
Burak Bekar, Kürşat. The Nuclear Engineering Department According To Regulations Thesis.
Yer Numarası 
TEZ 4899 .
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:
Eylem Seç