Koppeling STAR-ANSYS

von Roelofs, F.
Veröffentlicht 1998

Liquid Metal Thermal Hydraulics: State-of-the-Art and Future Perspectives

von Roelofs, F.
Veröffentlicht in NURETH (18. : 2019 : Portland, Or.) 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics 2019 (NURETH 2019) ; Volume 2 of 9 (2020)

Kunstlicht in musea : verslag van de themadag, gehouden op 16 november 1988 in het Centraal Laboratorium voor Onderzoek van Voorwerpen van Kunst en Wetenschap

Veröffentlicht 1988

Dynamische analyses reactorgebouw : theoretische grondslagen

von Roelofs, F.
Veröffentlicht 1998

Heavy Liquid Metal Thermal Hydraulic Progress in the MYRTE Project

von Roelofs, F.
Veröffentlicht in NURETH (18. : 2019 : Portland, Or.) 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics 2019 (NURETH 2019) ; Volume 2 of 9 (2020)

Strategic planning and participation : a contradiction in terms?

von Kloeze, H. J.
Veröffentlicht in Long range planning (1980)

Validation of CFD Analyses Against Pool Experiments E-SCAPE

von Visser, D. C.
Veröffentlicht in NURETH (18. : 2019 : Portland, Or.) 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics 2019 (NURETH 2019) ; Volume 3 of 9 (2020)

Multi-scale Thermal Hydraulic Analysis of the EBR-II Loss of Flow Tests SHRT-17 and SHRT-45R

von Stempniewicz, M. M.
Veröffentlicht in NURETH (17. : 2017 : Xi'an) 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) ; Volume 9 of 14 (2018)

A New Method to Simulate Circulating Liquid Fuel Systems with the SPECTRA Code

von Stempniewicz, M. M.
Veröffentlicht in NURETH (17. : 2017 : Xi'an) 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) ; Volume 11 of 14 (2018)

Liquid Metal Thermal Hydraulics - Outcomes of the SESAME Project

von Roelofs, F.
Veröffentlicht in NURETH (18. : 2019 : Portland, Or.) 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics 2019 (NURETH 2019) ; Volume 1 of 9 (2020)

Design and Safety Support Analyses of an in-pile Molten Salt Loop in the HFR with the SPECTRA Code

von Stempniewicz, M. M.
Veröffentlicht in NURETH (17. : 2017 : Xi'an) 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) ; Volume 11 of 14 (2018)

A Collaborative Effort Towards the Accurate Prediction of Turbulent Flow and Heat Transfer in Low-Prandtl Number Fluids

von Shams, A.
Veröffentlicht in NURETH (18. : 2019 : Portland, Or.) 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics 2019 (NURETH 2019) ; Volume 1 of 9 (2020)

CFD and Experiments for Wire-Wrapped Fuel Assemblies

von Roelofs, F.
Veröffentlicht in NURETH (18. : 2019 : Portland, Or.) 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics 2019 (NURETH 2019) ; Volume 8 of 9 (2020)