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    Current status of CHF predictions using CFD modeling technique and review of other techniques especially for non-uniform axial and circumferential heating profiles.
    Habib, M.A. ; Nemitallah, M.A. ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 70 (2014-08-01), S. 188-207
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Pre-CHF boiling heat transfer performance on tube bundles with or without enhanced surfaces - a review.
    Ren, Shuai ; Zhou, Wenzhong
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 139 (2020-05-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Numerical investigation on critical heat flux for 5 × 5 fuel assemblies with a wide range of working conditions.
    Du, Xin ; Zhang, Ge ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 169 (2024-04-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Subchannel analysis of critical heat flux in radially Non-uniform heated rod assembly at low flow rate.
    Zhu, Gan ; Xie, Heng
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 180 (2023), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Effect of axially varying heat flux on thermo-hydraulic characteristics and circulation ratio of riser tubes of natural circulation boiler.
    Hossain, Md Naim ; Ghosh, Koushik ; et al.
    In: Energy, Jg. 244 (2022-04-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Effect of axially varying heat flux on thermo-hydraulic characteristics and circulation ratio of riser tubes of natural circulation boiler.
    Hossain, Md Naim ; Ghosh, Koushik ; et al.
    In: Energy, Jg. 244 (2022-04-05), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Assessment of advanced boiling flow and heat transfer models for PHWR conditions.
    Podila, Krishna ; Rao, Yanfei ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 149 (2022-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Numerical study on the critical heat flux based on the two-phase multi-scale interface model using OpenFOAM.
    Dione, Fulgence ; Cong, Tenglong ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 164 (2023-10-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    The comprehensive analysis of coolability limits of passive external reactor vessel cooling under in-vessel retention.
    Hu, Qiang ; Yan, Xiao ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 120 (2018-10-01), S. 296-303
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Experimental study and modeling of bubble lift-off diameter in subcooled flow boiling including the inclination effect of the heating surface.
    Rafiq Akand, M.A. ; Kitahara, Kei ; et al.
    In: Journal of Nuclear Science & Technology, Jg. 58 (2021-11-01), Heft 11, S. 1195-1209
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    Analysis of two-phase flow in non-inertial coordinate using combination of three-fluid model and drift flux model.
    Behzadi, M. ; Abbasi, M. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 151 (2022-09-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Detailed evaluation of natural circulation mass flow rate in the annular gap between the outer reactor vessel wall and insulation under IVR-ERVC.
    Park, Rae-Joon ; Ha, Kwang-Soon ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 89 (2016-03-01), S. 50-55
    academicJournal
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    An experimental study on natural circulation flow characteristics under passive IVR-ERVC conditions.
    Wang, Fan ; Kuang, Bo ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 131 (2019-09-01), S. 401-411
    academicJournal
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    Case study of flow instabilities in subchannels via multidimensional CFD approach.
    Long, Jianping ; Yang, Baowen ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 184 (2023-05-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    Experimental investigations on single-phase convection and critical heat flux in vertical tubes under oscillatory flow condition.
    Zhang, K. ; Huang, Y.J. ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 143 (2020-08-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    Verification and validation of CFD and its application in PWR fuel assembly.
    Han, Bin ; Zhu, Xiaoliang ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 154 (2022-12-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Two-phase flow boiling instabilities: A review.
    Li, Chong ; Fang, Xiande ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 173 (2022-08-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    Implementation of a phenomenological DNB prediction model based on macroscale boiling flow processes in PWR fuel bundles.
    Mohitpour, Maryam ; Jahanfarnia, Gholamreza ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 64 (2014-02-01), S. 176-190
    academicJournal
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  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Heat transfer and pressure drop penalization terms (exergy losses) during flow boiling of refrigerants.
    Steven Brown, J. ; Zilio, Claudio ; et al.
    In: International Journal of Energy Research, Jg. 37 (2013-10-25), Heft 13, S. 1669-1679
    Online academicJournal
    Zugriff:
    Full Text Finder (Volltext)
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  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Experimental investigation on instability characteristics of loss of heat sink accident in a natural circulation system.
    Lin, Yuqi ; Gao, Puzhen ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 155 (2021-06-01), S. N.PAG
    academicJournal
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