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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
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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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    A procedure to predict subcooled-water-flow-boiling CHF in uniformly heated tubes for high-heat-flux applications
    YOUNG MIN, KWON ; SOON HEUNG, CHANG
    In: Nuclear technology, Jg. 130 (2000), Heft 3, S. 310-328
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  5. Detailansicht für Treffer 5 öffnen
    Evaluation of subcooled critical heat flux correlations using the PU-BTPFL CHF database for vertical upflow of water in a uniformly heated round tube
    HALL, D. D ; MUDAWAR, I
    In: Nuclear technology, Jg. 117 (1997), Heft 2, S. 234-247
    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
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    academicJournal
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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
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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
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    academicJournal
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    academicJournal
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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
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    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
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    academicJournal
  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    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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    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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  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    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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  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    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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