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    Rationalization and evaluation of a Phenomenon-driven improved bundle CHF model under PWRs condition with different axial power distributions.
    Liu, Yang ; Gu, Long ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 191 (2023-10-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    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?
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    Development of a dimensionless rod-bundle CHF correlation based on stepwise regression method, Part II: determination of correction factors accounting for the effect of unheated guide tube and non-uniform axial heat flux profile.
    Pang, Bo ; Feng, Simin ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 169 (2022-05-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  4. Detailansicht für Treffer 4 öffnen
    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?
  5. Detailansicht für Treffer 5 öffnen
    Development of a dimensionless rod-bundle CHF correlation based on stepwise regression method, Part I: determination of the basic form with CHF data obtained with uniform axial heat flux profile.
    Pang, Bo ; Yin, Yuan
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 143 (2020-08-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A phenomenological CHF model for mixing-vane spacers in a subchannel of a rod bundle.
    Liu, Yang ; Dong, Siying ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 142 (2020-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Development and assessment of a new rod-bundle CHF correlation for China fuel assemblies.
    Liu, Wei ; Peng, Shinian ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 138 (2020-04-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Analysis on CHF deviation caused by geometry of the heater blocks in a validation test of IVR-ERVC technology.
    Lu, Daogang ; Jin, Yu ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 150 (2021), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Review of pool boiling critical heat flux (CHF) and heater rod design for CHF experiments in TREAT.
    Hernandez, Richard ; Folsom, Charles P. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 123 (2020-05-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 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?
  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    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?
  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    Critical heat flux measurement and visualization in R-134a on a vertical single rod with and without mixing-vanes spacer: The characteristics and phenomenon of critical heat flux.
    Liu, Yang ; Liu, Wei ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 160 (2021-09-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  13. Detailansicht für Treffer 13 öffnen
    Sensitivity analysis of in-pile critical heat flux experiments in TREAT for characterization of RIA power-transient effects.
    Seo, Seok Bin ; Armstrong, Robert J. ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 161 (2021-10-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    An inter-channel mixing model based on the void distribution in a rod bundle.
    He, Ming-yue ; Liu, Sha-sha ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 168 (2024-03-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    Review of sub-channel code development for pressurized water reactor and introduction of CORTH-V2.0 sub-channel code.
    Deng, Jian ; Lu, Qi ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 125 (2020-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    Investigation of two-phase flow instabilities under advanced PWR conditions.
    Hwang, Dae-Hyun ; Kwon, Hyouk ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 80 (2015-06-01), S. 135-143
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Margin evaluation of in-vessel melt retention for small IPWR.
    Jiang, Nan ; Cong, Tenglong ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 110 (2019), S. 224-235
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    A mechanistic bubble crowding model for predicting critical heat flux in subchannels of a bundle.
    Liu, Yang ; Liu, Wei ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 137 (2020-03-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Numerical study on the effects of guide thimble on critical heat flux in a 5 × 5 fuel assembly.
    Cong, Tenglong ; Gong, Jiaqi ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 175 (2022-09-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    OpenFOAM CFD simulation of critical heat flux in vertical pipe under typically PWR conditions.
    Dione, Fulgence ; Cong, Tenglong ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 174 (2022-09-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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