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  1. Detailansicht für Treffer 1 öffnen
    Experimental investigation and prediction of CHF in wire-wrapped rod bundles.
    Zhang, Wei ; Fu, Junsen ; et al.
    In: Applied Thermal Engineering, Jg. 246 (2024-06-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  2. Detailansicht für Treffer 2 öffnen
    Experimental study on flow boiling CHF in annulus channel under heaving conditions using simulant fluid R134a targeting nuclear reactor applications.
    Yoo, Jin-Seong ; Lee, Chang Won ; et al.
    In: Applied Thermal Engineering, Jg. 236 (2024-01-24), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  3. Detailansicht für Treffer 3 öffnen
    Correlation for CHF during subcooled flow across a single cylinder.
    Shah, Mirza M.
    In: International Journal of Refrigeration, Jg. 145 (2023), S. 129-136
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  4. Detailansicht für Treffer 4 öffnen
    A correlation to predict CHF in subcooled flow boiling
    Naviglio, A [Univ. of Rome, Roma (Italy). Dept. of Nuclear Engineering and Energy Conversions]
    2020
    Online academicJournal
    Zugriff:
    View record in SciTech Connect (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  5. Detailansicht für Treffer 5 öffnen
    Experimental and theoretical study on liquid-vapor behavior characteristics near CHF.
    Liu, Haidong ; Dong, Kejian ; et al.
    In: International Journal of Thermal Sciences, Jg. 198 (2024-04-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  6. Detailansicht für Treffer 6 öffnen
    Prediction of CHF location through applied machine learning.
    Kumar, Vishnu ; Pimparkar, Dhiraj ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 169 (2024-04-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  7. Detailansicht für Treffer 7 öffnen
    Improved correlation for CHF in partially and fully heated channels.
    Shah, Mirza M.
    In: International Journal of Heat & Mass Transfer, Jg. 226 (2024-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  8. Detailansicht für Treffer 8 öffnen
    Experimental study of IVR-ERVC CHF limits for CAP1400.
    Yan, Jinquan ; Zheng, Mingguang ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 172 (2024-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  9. Detailansicht für Treffer 9 öffnen
    Enhanced liquid replenishment for pool boiling heat transfer and its CHF mechanism on patterned freeze-casted surfaces.
    Wang, Dan ; Lin, Tao ; et al.
    In: Experimental Thermal & Fluid Science, Jg. 150 (2024), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Correlations for estimating critical heat flux (CHF) of nanofluid flow boiling.
    DolatiAsl, K. ; Bakhshan, Y. ; et al.
    In: International Journal of Heat & Mass Transfer, Jg. 139 (2019-08-15), S. 69-76
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    Compound effect of EHD and surface roughness in pool boiling and CHF with R-123
    AHMAD, S. W ; KARAYIANNIS, T. G ; et al.
    In: Applied thermal engineering, Jg. 31 (2011), Heft 11-12, S. 1994-2003
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    Numerical study of thermal-hydraulic and structural parameters effects on CHF in subcooled forced convection flow during external reactor vessel cooling.
    Liang, Guohu ; Zhang, Zhen ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 165 (2023-11-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  13. Detailansicht für Treffer 13 öffnen
    A mechanistic model to predict saturated pool boiling Critical Heat Flux (CHF) in a confined gap.
    Alsaati, Albraa A. ; Warsinger, David M. ; et al.
    In: International Journal of Multiphase Flow, Jg. 167 (2023-10-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    The influence of bubble departure characteristics on CHF prediction at high-pressure conditions
    Sai Raja Gopal Vadlamudi ; Nayak, Arun K.
    In: Case Studies in Thermal Engineering, Jg. 22 (2020-12-01), S. 100735-100735
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    Numerical investigation on the CHF model and prediction for the external cooling channel of lower head
    Dan, Li ; Changhong, Peng ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 130 (2019-08-01), S. 232-239
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    Investigation on CHF of saturated liquid nitrogen flow boiling in a horizontal small channel.
    Liu, Xiufang ; Chen, Xingya ; et al.
    In: Applied Thermal Engineering, Jg. 125 (2017-10-01), S. 1025-1036
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Experimental Validation of Critical Heat Flux (CHF) Predictive Methods for a New Synthetic fluid with Low Environmental Impact
    Botticella, Francesco ; Imparato, Walter ; et al.
    In: Energy Procedia, Jg. 82 (2015-12-01), S. 870-877
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    Corrigendum to "Experimental study on flow boiling CHF in annulus channel under heaving conditions using simulant fluid R134a targeting nuclear reactor applications" [Applied Thermal Engineering 236 (2024) 121906].
    Yoo, Jin-Seong ; Lee, Chang Won ; et al.
    In: Applied Thermal Engineering, Jg. 246 (2024-06-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Numerical investigation on the CHF model and prediction for the external cooling channel of lower head.
    Dan, Li ; Changhong, Peng ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 130 (2019-08-01), S. 232-239
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Revision of a CHF correlation for PWR under low pressure conditions with only dimensionless parameters as independent variables
    Feng, S. ; Yin, Y. ; et al.
    In: Kerntechnik, Jg. 84 (2019-05-21), S. 140-146
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
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