机译:沸腾实验,用于验证反应堆安全中使用的变干模型
Institute of Nuclear Technology and Energy Systems (IKE), University of Stuttgart, Pfajfenwaldring 31, 70569 Stuttgart, Germany;
机译:用于先进快堆安全验证的模型燃料组件中钠沸腾传热的实验研究
机译:大泄漏冷却液的VK-50开水容器反应器的安全性验证
机译:压水堆沸腾过程的建模,模拟和实验
机译:验证反应堆安全中使用的干燥模型的沸腾实验
机译:超级近沸腾反应堆瞬态的25MW超级近沸腾核反应堆(SNB25)及其固有安全性得到确认。
机译:河口沉积物中反硝化作用的垂直分布:沉积物流经反应器实验和通过反应输运模型进行微轮廓分析
机译:反应器实验P1钠环安全设施沸腾的声学检测
机译:基于sL-1沸水反应堆事故的反应堆安全建模技术评估