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397 Treffer

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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
    Investigation on the DNB-type critical heat flux in a fuel assembly with 5 by 5 rods.
    Su, Qianhua ; Du, Xin ; et al.
    In: Applied Thermal Engineering, Jg. 231 (2023-08-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  3. Detailansicht für Treffer 3 öffnen
    Analysis of transient characteristics of droplets in the DFFB regime during single-rod channel reflood experiment.
    Chen, Mingjing ; Chen, Deqi ; et al.
    In: Applied Thermal Engineering, Jg. 236 (2024-01-05), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  4. Detailansicht für Treffer 4 öffnen
    A comprehensive review of numerical and experimental research on the thermal-hydraulics of two-phase flows in vertical rod bundles.
    Taş, Sibel
    In: International Journal of Heat & Mass Transfer, Jg. 221 (2024-04-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  5. Detailansicht für Treffer 5 öffnen
    Prediction of critical heat flux in rod bowing geometries by coupled subchannel analysis and mechanistic model.
    Guo, Junliang ; Shan, Jianqiang ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 200 (2024-06-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  6. Detailansicht für Treffer 6 öffnen
    Numerical simulation prediction of critical heat flux for 5 × 5 rod bundle with multiple grid spacers and different cladding materials.
    Liu, Kexin ; Li, Kejia ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 201 (2024-06-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  7. Detailansicht für Treffer 7 öffnen
    Review of the representative development history on rod bundle mixing coefficient used in subchannel analysis code of PWR.
    Han, Bin ; Zhu, Xiaoliang ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 170 (2024-05-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Modeling heat transfer through corrosion product deposits on fuel rods in pressurized water reactors.
    Yeo, D.Y. ; NO, H.C.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 342 (2019-02-01), S. 308-319
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  9. Detailansicht für Treffer 9 öffnen
    Experimental study of bottom reflooding for 5×5 non-uniformly heated rod bundle with spacer grid.
    Wu, Pan ; Liu, Weihua ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 153 (2022-11-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Study on coupling effect of CRUD growth and heat transfer on fuel rod.
    Wang, Guolian ; Liu, Yan ; et al.
    In: International Journal of Thermal Sciences, Jg. 199 (2024-05-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    Research on prediction of non-uniform heated rod bundle CHF based on subchannel analysis code coupling modified mechanistic model.
    Zhu, Gan ; Liu, Yongjiang ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 204 (2024-09-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    Development of a new criterion for predicting critical heat flux in rod bundles with supercritical water flowing upward.
    Han, Huirui ; Zhang, Chao ; et al.
    In: Journal of Supercritical Fluids, Jg. 209 (2024-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  13. Detailansicht für Treffer 13 öffnen
    Heat transfer from a 2 × 2 wire-wrapped rod bundle to supercritical pressure water.
    Wang, Han ; Bi, Qincheng ; et al.
    In: International Journal of Heat & Mass Transfer, Jg. 97 (2016-06-01), S. 486-501
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    Experimental investigation on repeatability of CHF in rod bundle with non-uniform axial heat flux distribution.
    Qin, Shengjie ; Lang, Xuemei ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 90 (2016-07-01), S. 151-154
    academicJournal
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  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    Experimental study of ammonia flow boiling in a vertical tube bundle: Part 3 – Enhanced dimple tube with 2/3rd height solid round PVC nonconductive rod.
    Ayub, Zahid ; Abbas, Ahmad ; et al.
    In: International Journal of Refrigeration, Jg. 134 (2022-02-01), S. 64-73
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    Critical heat flux of water in vertical annular channel with a short heated rod under low pressure and low flow conditions.
    Chen, Sen ; Chen, Lixin ; et al.
    In: Experimental Thermal & Fluid Science, Jg. 145 (2023-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Experimental investigations on single-phase convection and two-phase flow boiling heat transfer in an inclined rod bundle.
    Zhang, K. ; Hou, Y.D. ; et al.
    In: Applied Thermal Engineering, Jg. 148 (2019-02-05), S. 340-351
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    Evaluation of a uranium zirconium hydride fuel rod option for conversion of the MIT research reactor (MITR) from highly-enriched uranium to low-enriched uranium.
    Dunn, F.E. ; Wilson, E.H. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 317 (2017-06-01), S. 15-21
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Experimental study of ammonia flow boiling in a vertical tube bundle: Part 2 – Enhanced dimple tube with full length solid round PVC nonconductive rod.
    Ayub, Zahid ; Abbas, Ahmad ; et al.
    In: International Journal of Refrigeration, Jg. 131 (2021-11-01), S. 368-380
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Numerical study of the effect of helical fuel rod geometry on single-phase flow and heat transfer characteristics.
    Fu, Junsen ; Li, Junlong ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 205 (2024-09-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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