Zum Hauptinhalt springen
UB Hagen

Suchergebnisse

UB Katalog

Artikel & mehr
1.292 Treffer

Suchmaske

Suchtipp für den Bereich Artikel & mehr: Wörter werden automatisch mit UND verknüpft. Eine ODER-Verknüpfung erreicht man mit dem Zeichen "|", eine NICHT-Verknüpfung mit einem "-" (Minus) vor einem Wort. Anführungszeichen ermöglichen eine Phrasensuche.
Beispiele: (burg | schloss) -mittelalter, "berufliche bildung"

Das folgende Suchfeld wird hier nicht unterstützt: "Signatur / Strichcode".

Suchergebnisse einschränken oder erweitern

Aktive Suchfilter

Erscheinungszeitraum

Mehr Treffer

Weniger Treffer

Gefunden in

Schlagwort

Verlag

Sprache

1.292 Treffer

Sortierung: 
  1. Detailansicht für Treffer 1 öffnen
    Measurement uncertainty and quenching phenomena in uniform heating rod bundle CHF tests
    Han, Bin ; Yang, Bao-Wen ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 348 (2019-07-01), S. 107-120
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  2. Detailansicht für Treffer 2 öffnen
    On the quench of a debris bed in the lower head of a Nordic BWR by coolant injection through control rod guide tubes
    Ma, Weimin ; Huang, Zheng
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 351 (2019-09-01), S. 189-202
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  3. Detailansicht für Treffer 3 öffnen
    Axial-flow-induced vibration experiments on cantilevered rods for nuclear reactor applications
    Quinn, Mark K. ; Iacovides, Hector ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 338 (2018-11-01), S. 102-118
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  4. Detailansicht für Treffer 4 öffnen
    Subchannel thermal hydraulic analysis of 5 × 5 rod bundle with CRUD layer
    Deng, Rining ; Kai, Mingdong ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 410 (2023-08-01), S. 112381-112381
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  5. Detailansicht für Treffer 5 öffnen
    Safety analysis of VVER fuel rod modelling in reactivity initiated accident
    Lys, Stepan ; Kanyuka, Alexander
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 408 (2023-07-01), S. 112301-112301
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  6. Detailansicht für Treffer 6 öffnen
    High-fidelity PIV measurement of cross flow in 5 × 5 rod bundle with mixing vane grids
    Xiong, Jinbiao ; Chen, Shilong ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 344 (2019-04-01), S. 131-143
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  7. Detailansicht für Treffer 7 öffnen
    Criticality and rod worth analysis of the DNRR research reactor using the SRAC and MCNP5 codes
    Tran, Hoai-Nam ; Quang Huy Ngo ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 343 (2019-03-01), S. 197-209
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  8. Detailansicht für Treffer 8 öffnen
    Numerical analysis on the thermal hydraulic effect of wrapped wire spacer in a four rod fuel bundle
    Mervay, Bence ; Kiss, Attila
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 342 (2019-02-01), S. 276-307
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  9. Detailansicht für Treffer 9 öffnen
    Added mass coefficient of elastic rods in cylindrical fluid
    Haikun, Wang ; Jianhu, Liu ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 342 (2019-02-01), S. 249-256
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Transient boiling flow in 5 × 5 rod bundle under non-uniform rapid heating
    Shirakawa, Kenetsu ; Arai, Takahiro ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 340 (2018-12-01), S. 447-456
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    Thermo-mechanical behavior of all the metallic fuel rods in a sodium-cooled fast reactor
    Sun Rock Choi ; Jong Hyuck Won ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 339 (2018-12-01), S. 126-136
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    Subchannel modeling of single rod bowing in a bundle geometry
    Pecchia, M. ; Seidl, M. ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 340 (2018-12-01), S. 347-369
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  13. Detailansicht für Treffer 13 öffnen
    Reflood experiments at elevated pressures using intact and deformed rod bundles to simulate small and medium break loss-of-coolant accidents
    Hong, SeungHyun ; Kim, Jongrok ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 338 (2018-11-01), S. 209-217
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    Application of dynamic rod worth measurement in a VVER
    Yang, Gaosheng ; Liang, Song ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 338 (2018-11-01), S. 176-180
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    Reactivity measurement at VENUS-II during control rods drop based on inverse kinetics method
    Zhang, Lu ; Ge, Honglin ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 338 (2018-11-01), S. 284-289
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    CANDU-6 reactivity devices optimization for advanced fuel cycles – Part I: Adjuster rods optimization
    St-Aubin, Emmanuel ; Marleau, Guy
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 337 (2018-10-01), S. 471-481
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Numerical simulations of rod assembly vibration induced by turbulent axial flows
    Shams, Afaque ; Kottapalli, S. ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 335 (2018-08-01), S. 94-105
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    Initial relocation behavior of control rod materials in boiling water reactors studied via time-resolved visualization
    Okamoto, Koji ; Ueda, Shota ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 333 (2018-07-01), S. 99-114
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    CFD analysis of flow blockage phenomena in a LBE-cooled 19-pin wire-wrapped rod bundle
    Xiong, Jinbiao ; Chai, Xiang ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 344 (2019-04-01), S. 107-121
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Mechanisms of fission gas release from defective fuel rods to water coolant during steady-state operation of nuclear power reactors
    Veshchunov, M.S.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 343 (2019-03-01), S. 57-62
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
xs 0 - 576
sm 576 - 768
md 768 - 992
lg 992 - 1200
xl 1200 - 1366
xxl 1366 -