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    Numerical simulation and experimental research on CHF characteristics of AP1000 nuclear reactor.
    Liu, Jianquan ; Zhang, Jiguo ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 55 (2018-12-01), Heft 12, S. 1412-1424
    academicJournal
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    Systematic process to determine DNBR limit of CHF correlation with repetitive cross-validation technique.
    Kim, Byeungseok ; Park, Shane ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 55 (2018-09-01), Heft 9, S. 1034-1042
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Comparison of pool boiling CHF of a polished copper block and carbon steel block on a declined slope.
    Wang, Kai ; Erkan, Nejdet ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 55 (2018-09-01), Heft 9, S. 1065-1078
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Development of a critical heat flux correlation based on an annular film dryout mechanistic model under the annular flow conditions.
    Yodo, Tadakatsu ; Odaira, Naoya ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 60 (2023-10-15), Heft 10, S. 1182-1193
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Development of a critical heat flux correlation based on a mechanistic model under subcooled flow boiling conditions.
    Yodo, Tadakatsu ; Odaira, Naoya ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 60 (2023-03-01), Heft 3, S. 197-214
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Development of critical heat flux correlation for In-vessel retention.
    Iwaki, Chikako ; Sato, Hisaki ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 57 (2020-08-01), Heft 8, S. 951-962
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Experimental Study on Heat Transfer Characteristics of Vertical 5×5 Heated Rod Bundles around Critical Pressure with R-134a.
    WATANABE, Noriyuki ; CHUN, Se-Young ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 48 (2011), Heft 1, S. 135-144
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Evaluation of nanofluids for enhancing critical heat flux for in-vessel retention during sever reactor accidents.
    Iwaki, Chikako ; Sato, Hisaki ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 59 (2022-04-01), Heft 4, S. 499-509
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Development of a critical heat flux mapping method for fin-structured surfaces.
    Choi, Jin Young ; NO, Hee Cheon
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 53 (2016-09-01), Heft 9, S. 1321-1331
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A new model for predicting the critical heat flux based on nucleation site density in downward-face boiling.
    Wang, Kai ; Erkan, Nejdet ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 56 (2019-12-01), Heft 12, S. 1141-1156
    academicJournal
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    Experimental study and modeling of bubble lift-off diameter in subcooled flow boiling including the inclination effect of the heating surface.
    Rafiq Akand, M.A. ; Kitahara, Kei ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 58 (2021-11-01), Heft 11, S. 1195-1209
    academicJournal
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    Predicting Diametral Creep of the Pressure Tubes in CANDU Reactors Using Fuzzy Neural Networks.
    LEE, Jae Yong ; NA, Man Gyun ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 48 (2011), Heft 1, S. 76-84
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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