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机译:基于涉及破坏液态金属冷却反应堆核心组件的实验的EUCLID / V2代码验证
Novosibirsk Branch Nuclear Safety Institute Russian Academy of Sciences;
Nuclear Safety Institute Russian Academy of Sciences (IBRAE);
fast reactor; liquid metal; EUCLID/V2; modeling; test bench; reactor core; fuel pin; coolant;
机译:用于计算液态金属冷却反应堆中燃料棒和堆芯故障的EUCLID / V2代码物理模型
机译:EUCLID / V1液态金属冷却快堆安全评估综合法规。第2部分:验证与验证
机译:EUCLID / V1液态金属冷却快堆安全评估综合法规。第1部分:基本模型
机译:垂直地震激励液态金属冷却快堆堆芯组件的初步稳定性评估
机译:大型液态金属冷却快中子增殖堆的安全性和核心设计
机译:添加剂制造合成的ZR基散装金属玻璃中过冷液体的粘性流动
机译:原型-IV钠冷却快堆的安全性和性能验证试验及计算代码的验证和验证
机译:液态金属快堆抗震分析代码的比对。 V. 2:使用核心模拟实验验证和改进反应堆堆芯地震分析代码。 1994年9月26日至28日在维也纳举行的研究协调会议记录