nuclear reactor coolants; pressure reductionnuclear reactor safety; surges; flow rate; graphic methods; mathematical models; computation;
机译:带有线圈的垂直管中的气液两相向上流动的流动特性:第1部分。流型,空隙率和压降的实验结果
机译:从高饱和温度获得的实验数据探讨两相流压降预测工具的有效性
机译:微尺度通道两相摩擦压降与沸腾传热实验数据及预测方法分析
机译:管中二氧化碳两相流摩擦压降:模型与实验数据之间的比较
机译:用于测量所有倾角的管道中的压降,空隙率和非沸腾两相传热和流动可视化的实验设备。
机译:差压传感器与电导率传感器耦合以评估垂直小管中气水两相流的压降预测模型
机译:两相粘液流动压降波动的研究:第1报告,垂直管中压力下降的实验结果
机译:流动瞬变过程中两相压降跨区域变化的实验数据。第2卷。