Fuel Element Clusters; Loss of Coolant; PWR Type Reactors; Heat Transfer; Hydraulics; Nucleate Boiling; Bubbles; Burnout; Computer Codes; Computerized Simulation; Critical Heat Flux; Drag; Droplets; Dryout; Film Boiling; Flow Models; Friction Factor; Heat Flux; Interfaces; Mathematical Models; Quenching; Reactor Cores; Reactor Safety; Reynolds Number; Subcooling; T Codes; Transients; Transition Boiling; Two-Phase Flow; Void Fraction; EDB/220900; EDB/210200; EDB/420400; Convection;
机译:铅合金冷却高级核能系统(LACANES)的热液压回路模型的基准测试,I期:等温稳态强制对流
机译:对流沸腾制度下氧化锆水纳米流体的热分析和热液压特性
机译:LOCA条件下多分散流膜沸腾中热工水力的力学建模
机译:静压实验的泥沙热力学模型
机译:棒束临界后热通量区域热非平衡对流沸腾的实验研究。
机译:基于流体速度的水力压裂模拟-一个便士形状的模型。第二部分:不可渗透固体的新的准确的半分析基准
机译:热棒束淬火期间对流沸腾热液压的现象学模型
机译:热棒束淬火过程中对流沸腾热工水力学的现象学模型。第1部分,热工水力学模型