COBRA-TF; DNB; Subchannel Analysis;
机译:使用SIMULATE5和COBRA-TF进行压水堆燃料弓的中子和热工液压安全性分析
机译:使用COBRA-TF / PARCSv2.7耦合代码进行PWR核心分析
机译:响应于压水堆主蒸汽管线破裂事件,使用CASL核模拟器VERA-CS进行的最佳估计加不确定性分析,以偏离核沸腾极限情况
机译:CASL COBRA-TF改进PWR DNB分析
机译:加压水反应堆燃料棒风险评估及安全分析(PWRS)
机译:来自五个二手PWR 17x17核燃料组件的量热衰减热测量数据
机译:CASL基线沸腾模型的DNB预测状态综述及可能的墙壁沸腾闭包的建议