Division of Nuclear Power Safety, Royal Institute of Technology, Stockholm, Sweden;
Division of Nuclear Power Safety, Royal Institute of Technology, Stockholm, Sweden;
Division of Nuclear Power Safety, Royal Institute of Technology, Stockholm, Sweden;
机译:在严重事故期间,WER-600反应堆压力容器在皮质池逆分层和恶化的外部容器冷却条件下的热和变形行为特征。第1部分。严重事故期间,反熔分层和皮质池的炉内顶部冷却对WER-600反应堆压力容器上作用的热负荷的影响
机译:在严重事故期间,VVER-600反应堆压力容器在皮质池逆分层和外部容器冷却恶化的条件下的热和变形行为特征。第2部分。反应堆压力容器的蠕变变形和破坏
机译:严重事故早期的燃料和裂变产物行为。第二部分:解读PHEBUS FPT2测试的实验结果
机译:在严重事故期间,永远对反应器压力容器的热和力学行为的实验。 EC-Forever-1测试。
机译:在实验室和现场实验中对行为经济学理论进行实证检验的有效方法。
机译:理解中风血栓切除术装置的径向力以最小化血管壁损伤:与模拟MCA血管直径的激光切割支架检索相比新型编织血液切除术辅助装置产生的径向力的机械台阶测试
机译:冷却和拆卸过程中大规模的热液压机械(THM)行为
机译:DECOVaLEX I - 测试案例3:大本钟实验的计算 - 模拟沉积孔中水不饱和缓冲材料的热,机械和水力行为的耦合模型