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机译:评估HTGR池型反应堆腔冷却系统的MARS规范设计
Seoul National University, Department of Nuclear Engineering, San 56-1, Shillim-dong, Kwanak-Gu, Seoul 151-742, Republic of Korea,Thermal-Hydraulic Safety Research Division, Korea Atomic Energy Research Institute, 1045 Daedeokdaero, Yuseong, Daejon 305-353, Republic of Korea;
Seoul National University, Department of Nuclear Engineering, San 56-1, Shillim-dong, Kwanak-Gu, Seoul 151-742, Republic of Korea;
机译:新型反应器腔冷却系统设计的MARS-GCR代码评估
机译:高温气冷堆水箱式反应器冷却系统的实验
机译:池式钠冷快堆直接反应器辅助冷却系统的分析代码开发
机译:HTGR反应器腔冷却系统中传热高分辨率计算
机译:实验性水腔冷却系统的热工水力分析:性能和稳定性。
机译:日本太平洋沿岸沉积物和各种日本水样(福岛第一核反应堆5的海水自来水和冷却水)中来自福岛的放射性核素
机译:循环水子系统设计说明:4 x 350 mW(t)模块化高温气冷堆[高温气冷堆]装置
机译:循环水子系统设计说明:4 x 350 mW(t)模块化高温气冷堆(高温气冷堆)装置。