机译:模块化高温气冷堆假定事故的敏感性研究
Nuclear Science & Technology Division, Oak Ridge National Laboratory, P.O. Box 2008, Oak Ridge, TN 37831-6010, USA;
机译:组合式气冷堆RCCS失效导致LOFC减压事故的敏感性研究
机译:模块化高温气冷堆水垢事故评估
机译:高温气体冷却反应器中核石墨IG-110核石墨IG-110的水蒸气氧化行为
机译:模块化气冷堆中RCCS失效的减压LOFC事故的敏感性研究
机译:气冷式快速反应器中流失事故期间燃料行为的计算机模拟。
机译:核反应堆事故后健康风险研究中暴露评估的准则
机译:模块化高温气冷堆假定事故的敏感性研究
机译:mORECa:用于模拟模块化高温气冷堆核心加热事故的计算机代码