PWR Type Reactors ; Reactor Vessels ; Thermal Analysis ; After-Heat ; Convection ; Corium ; Fluid Mechanics ; Fuel Elements ; Radiation Effects ; Radiation Heating ; Reactor Internals ; Meetings;
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:在压水堆严重事故期间通过外部反应堆容器冷却来保留在容器中的钙的评估方法
机译:严重事故后通过自然空气对流和热辐射进行被动安全壳冷却
机译:MELCOR代码在法国PWR 900 MWE严重事故序列中的应用以及对船用热力结果的模型性能评估
机译:压水堆型小型模块化核反应堆热工水力计算设计与数值分析
机译:卡森流体在具有化学反应热辐射生热/吸收和对流边界条件的多孔介质中的非线性拉伸板上非定常MHD混合对流滑移
机译:JSFR的安全策略消除了严重的中际事件,并在核心破坏性事故中建立血管保留
机译:pWR的严重事故热分析,包括船内辐射/对流和外部洪水