机译:核动力工程围护实验的热工水力分析
Numerical Applications, Inc. 601 Williams Boulevard, Suite 4W, Richland, Washington 99352;
GOTHIC; NUPEC; thermal-hydraulic analysis;
机译:使用GOTHIC对金山核电站I号围堰进行压力和温度分析
机译:核反应堆遏制的热液压试验设施:工程设计方法和基准测试
机译:以TOSQAN T114 air-He测试的CFD分析为例,探讨热辐射在安全壳热工液压实验中的可能作用
机译:用GOTHIC对金山核电站I号标记的热工水力分析。
机译:沸水反应堆的核耦合热工水力稳定性分析。
机译:导波模式选择的核电站安全壳衬板定量层析成像SHM技术研究
机译:用Calvert Cliffs核电站的比例模型研究直接安全壳加热现象的实验
机译:BEaCON / mOD3:核反应堆容器热工水力分析计算机程序 - 用户手册