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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?
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    DNBR limit analysis for the inner channel of annular fuel.
    Guo, Junliang ; Shan, Jianqiang ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 198 (2024-04-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Understanding dry-out mechanism in rod bundles of boiling water reactor.
    Silvi, Liril D. ; Chandraker, Dinesh K. ; et al.
    In: International Journal of Heat & Mass Transfer, Jg. 177 (2021-10-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  4. Detailansicht für Treffer 4 öffnen
    Measurement uncertainty and quenching phenomena in uniform heating rod bundle CHF tests.
    Liu, Aiguo ; Yang, Bao-Wen ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 348 (2019-07-01), S. 107-120
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Drift-flux model of sub-channel in vertical rod bundles with spacer grids.
    Ren, Quan-yao ; Pan, Liang-ming ; et al.
    In: International Journal of Heat & Mass Transfer, Jg. 126 (2018-11-02), S. 946-956
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Improved lumped model for thermal analysis of high burn-up nuclear fuel rods
    Pontedeiro, Auro C. ; Cotta, Renato M. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 50 (2008-09-01), Heft 7, S. 767-773
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    New models of droplet deposition and entrainment for prediction of CHF in cylindrical rod bundles.
    Zhang, Haibin ; Hewitt, G.F.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 305 (2016-08-15), S. 73-80
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Analysis of CHF characteristics with fuel rods in the natural circulation system under motion conditions.
    Yang, T.A. ; Zhang, K. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 152 (2022-10-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Recurrent neural network-based prediction of critical heat flux in rod bundles with non-uniform axial power shape.
    Marcinkiewicz, Krzysztof ; Wieckhorst, Ole ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 395 (2022-08-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Preliminary thermal hydraulic analysis of various accident tolerant fuels and claddings for control rod ejection accidents in LWRs.
    Chen, Zhijie ; Cai, Jiejin ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 331 (2018-05-01), S. 282-294
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Experimental assessment of fluid-to-fluid scaling for critical heat flux investigations in rod bundles at low mass flow.
    García, A.E. ; Marcel, C.P. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 397 (2022-10-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    A transitional model for heat transfer characteristics prediction of corrosion product deposits on fuel cladding.
    Shen, Yuan ; Lu, Chuan ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 406 (2023-05-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  13. Detailansicht für Treffer 13 öffnen
    Thermal stratification and mixing under single- and two-phase flow in rod bundle with axially distributed heat flux in vessel without forced convection.
    Kodama, Shigeo ; Yoshida, Kenji ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 268 (2014-03-01), S. 164-172
    academicJournal
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  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    Experimental study for critical heat flux in 2x2 rod bundles at high pressure conditions.
    Lyons, Kathleen ; Lee, Donghwi ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 365 (2020-08-15), S. N.PAG
    academicJournal
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  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    CFD study on crossflow and heat transfer characteristics of single phase flow in rod bundle with spacer grid under rolling conditions.
    Wang, Sipeng ; Duan, Wenshun ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 137 (2021-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    Safety analysis for an inadvertent control rod withdrawal event during a power operation of an advanced integral reactor
    Yang, Soo Hyung ; Chung, Young-Jong ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 237 (2007-05-15), Heft 10, S. 1060-1070
    academicJournal
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  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Review of the AFD-type CHF mechanistic model and its application to rod bundle.
    Gui, Minyang ; Tian, Wenxi ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 119 (2020-01-15), S. N.PAG
    academicJournal
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  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    Implementation and validation of CHF-models in the two-phase porous-media code TWOPORFLOW.
    Jauregui Chavez, Veronica ; Imke, Uwe ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 388 (2022-03-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Modelling reflooding of intact core geometries in ASTEC V2.1: Improvements and validation on PERICLES experiments.
    Gómez-García-Toraño, Ignacio ; Laborde, Laurent
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 378 (2021-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Flow Regime Transition in the Post-CHF Flow Regimes under Subcooled and Low-quality Conditions.
    Liu, Qingqing ; Kelly, Joseph ; et al.
    In: International Journal of Multiphase Flow, Jg. 136 (2021-03-01), S. N.PAG
    academicJournal
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