Division of Nuclear Power Safety - Royal Institute of Technology Drottning Kristinas Vag 33A 100 44 Stockholm Sweden Fax: +46 8 790 9197 Email: robert@ne.kth.se;
Division of Nuclear Power Safety - Royal Institute of Technology Drottning Kristinas Vag 33A 100 44 Stockholm Sweden;
heat transfer; ; two-phase; ; film boiling; ; numerical simulation;
机译:在压力达到临界状态时,核液池沸腾,膜沸腾和单相自由对流。第二部分:水平25 mm铜制圆柱体壁过热的周向变化
机译:在压力达到临界状态时,核液池沸腾,膜沸腾和单相自由对流。第一部分:卧式铜瓶的整体传热
机译:饱和膜在混合制度中经历水平交叉流动的圆柱体上沸腾
机译:浅析水平圆柱体薄膜局部均匀滑动模型的参数研究
机译:横缸内过冷流动膜沸腾的实验研究。
机译:水平微通道流动沸腾过程中压降的实验研究与预测
机译:自然对流薄膜沸腾热传递:中小径区域中的水平圆柱体煮沸
机译:不明壁温水平圆筒凝结分析及与Nusselt薄膜凝结模型的比较