Lead pressure loss in the heat exchanger of the ELSY fast lead-cooled reactor by CFD approach
| Zugehörige Institution(en) am KIT | Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR) |
| Publikationstyp | Vortrag |
| Publikationsjahr | 2010 |
| Sprache | Englisch |
| Identifikator | KITopen-ID: 230079496 |
| HGF-Programm | 32.23.01 (POF II, LK 01) Neutronik und Thermohydraulik |
| Erscheinungsvermerk | Experimental Validation and Application of CFD and CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety Issues (CFD4NRS-3), Washington, D.C., September 14-16, 2010 |