...
机译:非转移型等离子体加热技术在沸水反应堆严重事故条件下的核心材料 - 重新定位试验
Japan Atomic Energy Agency 4002 Narita Oarai-machi Higashi-Ibaraki-gun Ibaraki-ken 311-1393 Japan;
Japan Atomic Energy Agency 4002 Narita Oarai-machi Higashi-Ibaraki-gun Ibaraki-ken 311-1393 Japan;
Japan Atomic Energy Agency 4002 Narita Oarai-machi Higashi-Ibaraki-gun Ibaraki-ken 311-1393 Japan;
Japan Atomic Energy Agency 4002 Narita Oarai-machi Higashi-Ibaraki-gun Ibaraki-ken 311-1393 Japan;
Japan Atomic Energy Agency 4002 Narita Oarai-machi Higashi-Ibaraki-gun Ibaraki-ken 311-1393 Japan;
Plasmas (Ionized gases); Heating; Boiling water reactors; Accidents;
机译:非转移型等离子体加热技术在沸水反应堆严重事故条件下的核心材料 - 重新定位试验
机译:在严重事故期间,WER-600反应堆压力容器在皮质池逆分层和恶化的外部容器冷却条件下的热和变形行为特征。第1部分。严重事故期间,反熔分层和皮质池的炉内顶部冷却对WER-600反应堆压力容器上作用的热负荷的影响
机译:在先进沸水反应堆严重事故中使用MAAP5规则进行的船内氢气生成不确定性量化
机译:BWR设计条件下发生严重事故时解决核心材料重新分配行为的新实验程序的准备:采用非转移型等离子体加热技术的准备性试验的进行
机译:严重核反应堆事故工况下基于燃料氧化和扩散的裂变产物释放的模型
机译:在不同水位和沉积物型条件下测试两个湿地宏观物质中的生长速率假设
机译:沸水反应堆严重事故遏制通风运行的贝叶斯优化分析
机译:严重事故工况下BWR(沸水反应堆)反应堆冷却剂系统的热工过程。