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机译:宾夕法尼亚州立大学/美国核管理委员会棒束传热设备的两阶段液位溶胀,界面阻力实验
Department of Mechanical and Nuclear Engineering, University Park, PA 16802, U.S.A.;
机译:在18棒束装置的情况下,模拟先进核反应堆中的热辐射在将衰变的热量传递给慢化剂方面的贡献评估
机译:使用l995 Groeneveld CHF表和传热研究设施的束数据对方棒束进行热通量分析的关键方法
机译:使用1995 Groeneveld CHF表和传热研究设施的束数据对方棒束的关键热通量方法
机译:宾夕法尼亚州立大学/美国核管理委员会棒束传热测试设备的设计
机译:评估用于TRAC-M棒束组件的界面阻力模型,并针对稳态和瞬态蒸发实验进行验证。
机译:评估超临界水反应堆拟议棒束几何形状子通道内的传热相关性
机译:高压低热量通量条件下未覆盖的束热传递和两相混合物水平溶胀的实验研究。 PWR
机译:棒束几何中高压,低热流条件下两相混合物水平膨胀和轴向空隙率分布的实验研究