机译:在载体熔体保留下北欧BWR中烧蚀反应器压力容器壁的热力学行为
Royal Inst Technol KTH Div Nucl Power Safety SE-10691 Stockholm Sweden;
Royal Inst Technol KTH Div Nucl Power Safety SE-10691 Stockholm Sweden;
Royal Inst Technol KTH Div Nucl Power Safety SE-10691 Stockholm Sweden;
Royal Inst Technol KTH Div Solid Mech Dept Engn Mech SE-10044 Stockholm Sweden;
Royal Inst Technol KTH Div Nucl Power Safety SE-10691 Stockholm Sweden;
In-vessel melt retention; Thermo-mechanical analysis; Nordic BWR; Severe accident scenario;
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:BWR型反应堆中严重事故和容器内熔体保留可能性的建模
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机译:堆芯熔体在容器内保留下反应堆压力容器的结构完整性研究
机译:墨西哥韦拉克鲁斯州拉古纳维德核电站的反应堆级MOX / UOX燃料估算了BWR堆芯护罩和容器壁中辐射诱发的钢脆性。
机译:摩洛哥城市固体废物有机部分的气压下初始水分含量对船上堆肥的影响
机译:通过外部反应器容器冷却条件评估容器内保留下的内部和外部反应器容器壁处的热通量分布