Critical Heat Flux for Flow Boiling of Water in a Vertical Rod Bundle at Low Pressure
| Zugehörige Institution(en) am KIT | Institut für Thermische Energietechnik und Sicherheit (ITES) |
| Publikationstyp | Proceedingsbeitrag |
| Publikationsjahr | 2024 |
| Sprache | Englisch |
| Identifikator | KITopen-ID: 1000177432 |
| HGF-Programm | 32.12.01 (POF IV, LK 01) Design Basis Accidents and Materials Research |
| Erschienen in | Specialist Workshop on Advanced Instrumentation and Measurement Techniques for Nuclear Reactor Thermal Hydraulics and Severe Accidents (SWINTH-2024), Dresden, June 17-20, 2024 |
| Veranstaltung | Specialist Workshop on Advanced Instrumentation and Measurement Techniques for Nuclear Reactor Thermal Hydraulics and Severe Accidents (SWINTH 2024), Dresden, Deutschland, 17.06.2024 – 20.06.2024 |
| Seiten | Article no: 052 |