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    Research on prediction of non-uniform heated rod bundle CHF based on subchannel analysis code coupling modified mechanistic model.
    Zhu, Gan ; Liu, Yongjiang ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 204 (2024-09-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Rationalization and evaluation of a Phenomenon-driven improved bundle CHF model under PWRs condition with different axial power distributions.
    Liu, Yang ; Gu, Long ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 191 (2023-10-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Numerical study on a semi-mechanistic wall boiling model based on dry-patch mechanism for CHF prediction in vertical tube and fuel assembly.
    Zhang, Xiang ; Xia, Genglei ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 194 (2023-12-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Newton-Krylov method in solving drift-flux two-phase flow problems for both pre-CHF and post-CHF conditions at steady state.
    Zou, Ling ; Zhao, Haihua ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 112 (2018-02-01), S. 517-530
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  5. Detailansicht für Treffer 5 öffnen
    Numerical investigation on the CHF model and prediction for the external cooling channel of lower head.
    Dan, Li ; Changhong, Peng ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 130 (2019-08-01), S. 232-239
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  6. Detailansicht für Treffer 6 öffnen
    Numerical investigation of azimuthal heat conduction effects on CHF phenomenon in rod bundle channel.
    Dong, Xiaomeng ; Duarte, Juliana P. ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 121 (2018-11-01), S. 203-209
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Flow boiling experiments for CHF evaluation under downward-facing heating including flow visualization: Effects of pressure, orientation, mass flux, and local quality.
    Jung, Jun Yeong ; Lee, Min Suk ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 171 (2022-06-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Development of a dimensionless rod-bundle CHF correlation based on stepwise regression method, Part II: determination of correction factors accounting for the effect of unheated guide tube and non-uniform axial heat flux profile.
    Pang, Bo ; Feng, Simin ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 169 (2022-05-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  9. Detailansicht für Treffer 9 öffnen
    Influencing factors research on CHF at low pressure, low flow conditions in narrow channel based on Rough Set Decision Model.
    Zhou, Tao ; Yang, Xu ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 77 (2015-03-01), S. 161-164
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Experimental study on the CHF characteristics with different coolant injection conditions and degassing effects on a downward-facing plane.
    Hsieh, Huai-En ; Ferng, Yuh-Ming ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 76 (2015-02-01), S. 48-53
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    CHF prediction model research for flat and hypervapotron heating surface in subcooled flow nucleate boiling.
    Lin, Meng ; Li, Yankai ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 75 (2015), S. 581-589
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    Experimental study on the effect of gap size to CCFL and CHF in a vertical of narrow rectangular channel during quenching process.
    Juarsa, Mulya ; Putra, Nandy ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 72 (2014-10-01), S. 391-400
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  13. Detailansicht für Treffer 13 öffnen
    A theoretical CHF model for subcooled flow boiling in curved a channel at low pressure.
    Guo, R. ; Kuang, B. ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 69 (2014-07-01), S. 196-202
    academicJournal
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  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    The effect of inner ring modification of standard 37-element fuel on CHF enhancement.
    Park, Joo Hwan ; Song, Yong Mann
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 70 (2014-08-01), S. 135-140
    academicJournal
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  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    Analytical model for CHF in narrow gaps with surface orientation effects
    Zhang, Y.P. ; Qiu, S.Z. ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 38 (2011-05-01), Heft 5, S. 989-994
    academicJournal
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  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    Prediction of critical heat flux (CHF) for the high-pressure region in uniformly heated vertical round tubes.
    Song, Meiqi ; Liu, Xiaojing ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 158 (2021-08-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Effects on pool boiling critical heat flux (CHF) with different direction and magnitude of additional accelerations due to rolling.
    Tanjung, Elvira F. ; Kim, Byoung Jae ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 154 (2021-05-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    Development of a dimensionless rod-bundle CHF correlation based on stepwise regression method, Part I: determination of the basic form with CHF data obtained with uniform axial heat flux profile.
    Pang, Bo ; Yin, Yuan
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 143 (2020-08-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Study on the CHF correction factor under rolling condition in vertical tube.
    Liu, Yang ; Shan, Jianqiang
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 152 (2021-03-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Sensitivity analysis of CHF parameters under flow instability by using a neural network method.
    Li, Jingjing ; Zhou, Tao ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 71 (2014-09-01), S. 211-216
    academicJournal
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