Mechanical and Nuclear Engineering Department The Pennsylvania State University University Park, Pennsylvania 16802, USA;
机译:冷却液流失事故期间含事故容性燃料的三回路压水反应堆的最高包层温度预测
机译:Mark III安全壳设计中对冷却剂意外大量损失造成的熔池膨胀速度的评估
机译:使用ROSA-III破损区域频谱测试评估SAFER03代码对沸水反应堆冷却剂损失事故的影响
机译:在大型休耕事故瞬变损失期间沸水反应器峰值覆盖温度的现象鉴定和排名
机译:冷却剂损失事故排污期间沸水反应堆抑制池中空隙行为的实验研究。
机译:简化沸水反应堆失水事故情景的初步现象识别和排序表
机译:pWR(加压水反应堆)大断裂LOCa(冷却液失效事故)期间热 - 水力现象的现象识别和排序表(pIRT)的开发。