机译:在VVER-1200 NPP假设的严重事故下评估反应堆压力容器主接头上的载荷
Russian Acad Sci IBRAE RAN Nucl Safety Inst 52 B Tulskaya Moscow 115191 Russia;
OKB Gidropress 21 Ordzhonikidze Podolsk City 142103 Moscow Region Russia;
Fuel-coolant interaction; Melt; Coolant; Corium; Severe accident; VVER; SOCRAT; Steam explosion; Shock wave;
机译:在VVER-1200 NPP假设的严重事故下评估反应堆压力容器主接头上的载荷
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:严重事故载荷下压水堆反应堆压力容器下端的撕裂行为研究
机译:考虑到持续内部压力,对PWR反应器压力容器下头部的蠕变评估
机译:了解加载历史效果,以改善反应堆压力容器钢中的改进缺陷评估
机译:假设核研究反应堆事故的环境放射性表面污染评估
机译:严重事故载荷下压水堆反应堆压力容器下端的撕裂行为研究
机译:Reaktoripaineastian pohjan ja Laepivientien Kuumeneminen sydaemen sulamisonnettomuudessa(反应堆压力容器底部加热和严重反应堆事故中的渗透)。