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    Coolability of a corium pool in a debris bed – Critical heat flux (CHF) dependency with tilting angle, debris size and steam flowrate
    Sartoris, C. ; Garcin, T. ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 403 (2023-03-01)
    academicJournal
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    A methodology for CHF prediction in VVER rod bundles
    AbdulHameed, Mohamed ; Shaaban, Aly ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 393 (2022-07-01)
    academicJournal
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    Cooling time and CHF enhancement of reactor vessel cooling process by flame sprayed porous coating in different orientations
    Wang, Jian ; Fei, Xiaoming ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 390 (2022-04-15)
    academicJournal
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    Implementation and validation of CHF-models in the two-phase porous-media code TWOPORFLOW
    Jauregui Chavez, Veronica ; Imke, Uwe ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 388 (2022-03-01)
    academicJournal
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    CFD investigation of the cold wall effect on CHF in a 5 × 5 rod bundle for PWRs
    Zhang, Ji ; Wang, Mingjun ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 387 (2022-02-01)
    academicJournal
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    Fluid-to-Fluid modelling of CHF at High-Pressure subcooled water conditions
    Guo, Junliang ; Kong, Huanjun ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 386 (2022)
    academicJournal
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    Recent challenges in subchannel thermal-hydraulics-CFD modeling, subchannel analysis, CHF experiments, and CHF prediction
    Yang, Bao-Wen ; Han, Bin ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 354 (2019-12-01)
    academicJournal
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    Measurement uncertainty and quenching phenomena in uniform heating rod bundle CHF tests
    Liu, Aiguo ; Yang, Bao-Wen ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 348 (2019-07-01), S. 107-120
    academicJournal
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    Observation-based CHF model development: Dry spot – Dry patch models
    No, Hee Cheon ; Song, Moon Won ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 342 (2019-02-01), S. 147-156
    academicJournal
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    Thermal hydraulic performance analysis of a post-CHF heat transfer test facility
    Liu, Qingqing ; Shi, Shanbin ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 339 (2018-12-01), S. 53-64
    academicJournal
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    Application of machine learning for prediction of critical heat flux: Support vector machine for data-driven CHF look-up table construction based on sparingly distributed training data points
    He, Mingfu ; Lee, Youho
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 338 (2018-11-01), S. 189-198
    academicJournal
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    Critical heat flux experiments and a post-CHF heat transfer analysis using 2D inverse heat transfer
    Duarte, Juliana P. ; Zhao, Dawei ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 337 (2018-10-01), S. 17-26
    academicJournal
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    Study on safety boundary of flow instability and CHF for parallel channels in motion
    Liu, Di ; Tian, Wenxi ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 335 (2018-08-15), S. 219-230
    academicJournal
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    A margin missed: The effect of surface oxidation on CHF enhancement in IVR accident scenarios
    Trojer, Mathias ; Azizian, Reza ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 335 (2018-08-15), S. 140-150
    academicJournal
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