机译:加压重水反应堆严重事故时传热的实验研究。
Bhabha Atom Res Ctr, Reactor Engn Div, Bombay 400085, Maharashtra, India;
Bhabha Atom Res Ctr, Reactor Engn Div, Bombay 400085, Maharashtra, India;
机译:PHWR严重事故中Calandria器皿中熔融皮质中Calandria Vault水的除热能力的研究
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:严重事故下钠冷却快速反应器反应器血管冷却过程的研究:速度测量实验模拟衰减散热系统的操作
机译:发热的熔融皮质池/钢结构系统的瞬态现象和传热特性。
机译:氧化钨WO3纳米材料基水纳米流体对池沸腾传热性能的实验研究
机译:通过在体积加热熔池中施用PECM对核反应器压力容器施加瞬态热通量分布的数值评价
机译:应用于加压水反应堆的热传递和流体流量第二章第3章:流体动力学第4章:流体中的传热第5章:两相传热和流体流动第6章:辐射传热