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    High-Resolution X-Ray Radiography Methods Developed for Post-CHF Experiment.
    Diaz, Julio ; Liu, Qingqing ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 209 (2023-10-01), Heft 10, S. 1442-1465
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A Novel Method for Predicting Power Transient CHF via the Heterogeneous Spontaneous Nucleation Trigger Mechanism.
    Brown, Emory ; Yan, Yikuan ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 206 (2020-09-01), Heft 9, S. 1296-1307
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Quantile Regressions Applied to Pressurized Water Reactor CHF Correlation Safety Criteria.
    Pivovar, Ross ; Wieckhorst, Ole
    In: Nuclear Technology, Jg. 205 (2019-07-01), Heft 7, S. 945-950
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    LOOKUP TABLES FOR PREDICTING CHF AND FILM-BOILING HEAT TRANSFER: PAST, PRESENT, AND FUTURE.
    Groeneveld, D. C. ; Leung, L. K. H. ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 152 (2005-10-01), Heft 1, S. 87-104
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A Study on Boiling Heat Transfer Performance of TiO<subscript>2</subscript>-CNTs Hybrid Nanofluid on a Downward-Facing Heating Surface.
    Liu, Songling ; Hsieh, Huai-En ; et al.
    In: Nuclear Technology, 2024-04-11, S. 1-14
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A Blowdown Critical Heat Flux Experimental Vehicle.
    Moussaoui, Musa ; Marcum, Wade
    In: Nuclear Technology, 2024-04-10, S. 1-24
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Sensitivity Analysis of Transient Critical Heat Flux by RIA Under High-Pressure Flow Boiling Conditions in TRTL.
    Meehan, Nicholas A. ; Seok Bin Seo ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 209 (2023-08-01), Heft 8, S. 1164-1178
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Heat Transfer Enhancement Using Different SiO<subscript>2</subscript> Nanofluid Mixing Conditions on a Downward-Facing Heating Surface.
    Zhang, Zhibo ; Hsieh, Huai-En ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 208 (2022-10-01), Heft 10, S. 1605-1618
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  9. Detailansicht für Treffer 9 öffnen
    Heat Transfer Enhancement Using Different SiO2 Nanofluid Mixing Conditions on a Downward-Facing Heating Surface.
    Zhang, Zhibo ; Hsieh, Huai-En ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 208 (2022-10-01), Heft 10, S. 1605-1618
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Rod Bundle Heat Transfer Thermal-Hydraulic Program.
    Bajorek, Stephen M. ; Cheung, Fan-Bill
    In: Nuclear Technology, Jg. 205 (2019), Heft 1/2, S. 307-327
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Investigating the Heat Transfer Characteristics of Impinging Flow on a Downward-Facing Surface.
    Gao, Yuan ; Hsieh, Huai-En ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 208 (2022-02-01), Heft 2, S. 222-231
    academicJournal
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    Turbulent Mixing Models and Other Mixing Coefficients in Subchannel Codes—A Review Part A: Single Phase.
    Liu, Aiguo ; Yang, Bao-Wen ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 206 (2020-09-01), Heft 9, S. 1253-1295
    academicJournal
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    Effect of Heater Material and Thickness on the Steady-State Flow Boiling Critical Heat Flux.
    Lee, Soon K. ; Liu, Maolong ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 206 (2020-02-01), Heft 2, S. 339-346
    academicJournal
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    Application of Deep Belief Network for Critical Heat Flux Prediction on Microstructure Surfaces.
    He, Mingfu ; Lee, Youho
    In: Nuclear Technology, Jg. 206 (2020-02-01), Heft 2, S. 358-374
    academicJournal
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    Analysis of a Large-Scale PWR In-Vessel Retention Device.
    Tsai, Fei-Jan ; Lee, Min
    In: Nuclear Technology, Jg. 205 (2019-04-01), Heft 4, S. 524-541
    academicJournal
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    CFD Modeling Development for DNB Prediction of Rod Bundle with Mixing Vanes Under PWR Conditions.
    Xu, Yiban ; Brewster, Robert A. ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 205 (2019), Heft 1/2, S. 57-67
    academicJournal
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    Surrogates for Single-Phase Conjugate Heat Transfer Validation Experiments at Light Water Reactor Prototypical Conditions.
    Clément, Simon A. ; Bardet, Philippe M.
    In: Nuclear Technology, Jg. 199 (2017-08-01), Heft 2, S. 151-173
    academicJournal
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  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    EFFECTS OF SiC AND GRAPHENE OXIDE NANOPARTICLE-COATED SURFACES ON QUENCHING PERFORMANCE.
    KYUNG MO, KIM ; SEUNG WON, LEE ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 190 (2015-06-01), Heft 3, S. 345-358
    academicJournal
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    IDENTIFICATION OF NONCONSERVATIVE SUBREGIONS IN EMPIRICAL MODELS DEMONSTRATED USING CRITICAL HEAT FLUX MODELS.
    KAIZER, JOSHUA
    In: Nuclear Technology, Jg. 190 (2015-04-01), Heft 1, S. 65-71
    academicJournal
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  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    EVALUATION OF HELICAL-CRUCIFORM FUEL ROD ASSEMBLIES FOR HIGH-POWER-DENSITY LWRs.
    CONBOY, T. M. ; McKRELL, T. J. ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 188 (2014-11-01), Heft 2, S. 139-153
    academicJournal
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