Main Steam Line Break Analysis Of A VVER-440 Reactor Using The Coupled Thermohydraulic System/3D-Neutron Kinetic Code DYN3D/Athlet In Combination With The CFD Code CFX-4

Bibliographische Detailangaben

Veröffentlicht in:	International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (9 : 1999 : San Francisco, Calif.) Ninth International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics 1999 (NURETH-9) ; Volume 5 of 5
1. Verfasser:	KLIEM, S. (VerfasserIn)
Weitere Verfasser:	HÖHNE, T. (VerfasserIn)
Pages:	1999
Format:	UnknownFormat
Sprache:	eng
Veröffentlicht:	2022
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