Safety Engineering Division, Safety Group, Indira Gandhi Center for Atomic Research;
机译:堆芯事故性事故中池型钠速反应堆反应器总成组分的结构完整性评估-II:500 MW(电)原型快充反应器的分析
机译:原型快繁反应堆对核心破坏性事故负荷的主要遏制能力
机译:确定堆芯破坏性事故期间钠冷快堆安全壳上热负荷和压力负荷的基本方法
机译:核心事故情景下原型快堆反应器围护结构中的钠火灾分析。
机译:大型液态金属冷却快中子增殖堆的安全性和核心设计
机译:反应堆安全壳表面裂缝无线监测系统
机译:碳化钠碳化物控制杆材料中硼 - 碳化物控制棒材的共晶熔化模型
机译:2000 mW(E)快速钠冷却增殖反应堆核心在极易发生的破坏性事故中的行为