Zobrazeno 1 - 2
of 2
pro vyhledávání: '"Sodium-gas heat exchanger (SGHE)"'
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Design
Nuclear Engineering and Design, Elsevier, 2018, 339, ⟨10.1016/j.nucengdes.2018.09.003⟩
Nuclear Engineering and Design, 2018, 339, ⟨10.1016/j.nucengdes.2018.09.003⟩
Nuclear Engineering and Design, Elsevier, 2018, 339, ⟨10.1016/j.nucengdes.2018.09.003⟩
Nuclear Engineering and Design, 2018, 339, ⟨10.1016/j.nucengdes.2018.09.003⟩
International audience; The sodium-cooled fast nuclear reactor (SFR) is one of the most promising designs of the fourth generation (Gen IV) nuclear power reactors. Sodium-gas heat exchangers (SGHE) using nitrogen is being investigated as an alternati
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=doi_dedup___::bb2814657afbc60df0b9d16c0d337722
https://oatao.univ-toulouse.fr/23399/
https://oatao.univ-toulouse.fr/23399/
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.