机译:轻水堆严重事故期间船内残骸冷却的建模和验证
Institute of Nuclear Safety System, Incorporated, Mihama-cho, Mikata-gun, Fukui 919-1205;
LWR type reactors; severe accident; debris cooling; narrow gap; countercurrent flow limitation;
机译:轻水堆严重事故中碎片床的原型特征对皮质冷却性的影响
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:严重事故模拟代码AZORES的建模和功能,用于分析环型钠冷快堆的船内滞留
机译:纳米流体在增强容器固定和应急堆芯冷却系统中轻水堆事故管理方面的应用
机译:粗碎屑河床的可塑性(反应堆安全性,事故后清除,体积热床,自然沸腾多孔介质)。
机译:基于LWR-IM的排互动和真实交通模拟与验证
机译:在超越设计基础事故期间钠冷却快速反应器源期预测的关键气溶胶模型的开发与验证
机译:船内裂变产物释放模型,包括严重事故分析的燃料形态效应。先进的反应堆严重事故计划。