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Lead pressure loss in the heat exchanger of the ELSY fast lead-cooled reactor by CFD approach

Onea, A.; Böttcher, M.; Struwe, D.



Zugehörige Institution(en) am KIT Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR)
Publikationstyp Vortrag
Jahr 2010
Sprache Englisch
Identifikator KITopen ID: 230079496
HGF-Programm 32.23.01; LK 01
Erscheinungsvermerk Experimental Validation and Application of CFD and CMFD Codes to Nuclear Reactor Safety Issues (CFD4NRS-3), Washington, D.C., September 14-16, 2010
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