机译:对VVER-440 / 213核反应堆进行安全性评估和安全代码验证的整体热工测试
KFKI Atomic Energy Research Institute P.O. Box 49, H-1525 Budapest, Hungary;
WER safety evaluation; integral-type tests; computer code validation;
机译:PMK-2,第一个用于WER-440 / 213核电站安全性评估的整体热工水力试验
机译:核安全分析中的综合测试设施和热工-液压系统代码
机译:使用RELAP5 / MOD3.2代码在最终散热器事故损失期间WER-1000核反应堆中便携式设备应用的确定性安全分析的热工建模
机译:评估指南在杜鹃和波鸿尼斯V-2核电站的WWER-440 / 213反应堆的工程安全性评估中的使用
机译:通过整体测试和规范对被动安全沸水反应堆设计进行评估。
机译:评估医院的安全态度以及人口因素对安全态度的影响:对安全态度和安全气候问卷的心理计量学验证
机译:具有被动安全性的整体式核加热反应堆NHR5的热工水力实验研究
机译:核研究和核能研究所在反应堆安全和热工水力学计算机编码的开发,验证和应用方面的一些研究活动