...
机译:热管冷却核反应堆启动期间的反应性反馈评估
Xi An Jiao Tong Univ Sch Nucl Sci & Technol Shaanxi Key Lab Adv Nucl Energy & Technol State Key Lab Multiphase Flow Power Engn Xian 710049 Peoples R China;
Nucl Power Inst China Sci & Technol Reactor Syst Design Technol Lab Chengdu 610213 Peoples R China;
Heat pipe cooled reactor; Reactivity temperature feedback; Metal vapor; Liquid pool;
机译:热管冷却核反应堆堆芯热工液压评估
机译:考虑装配间隙的数值模拟研究热管冷却固核反应堆的传热
机译:用数值模拟通过数值模拟通过数值模拟进行固体核反应器的传热研究,考虑到组装间隙
机译:瞬态传热分析,以评估发生管道破裂事故后压水堆核电站安全壳应急冷却装置的空缺
机译:氟化盐冷却的卵石床核反应堆堆芯中的传热。
机译:利用弹性波速度测量法评估韩国核反应堆辅助建筑用热损伤混凝土的静态和动态残余力学性能
机译:REmI / HEaT COOL,用于评估轻水冷却核动力堆核心加热和应急堆芯喷雾冷却系统性能的模型
机译:模拟反应性反馈在直驱式气冷堆非核试验中的应用