BWR Type Reactors; Heat Transfer; Reactor Safety; Hydraulics; Reactor Accidents; Reactor Cooling Systems; Reactor Core Disruption; Risk Assessment; Technology Assessment; Fluid dynamics; ERDA/220900; ERDA/210100;
机译:发生严重核事故时压水堆反应堆冷却剂系统的从头算和碘动力学模型
机译:Melcor 1.8.6 UDGC的沸水反应器(BWR)中的事故耐受燃料(Fecral包层和涂层)性能分析
机译:将反应性引发事故(RIA)燃料性能代码SCANAIR扩展到沸水反应堆(BWR)应用中
机译:沸水反应器(BWR)再循环管线中的冷却剂是高纯度,中性pH水含有放射性地产生的O_2,H_2O_2和H_2。氧化剂的水平足以促进晶间应力腐蚀裂纹(IGSCC)
机译:冷却剂损失事故排污期间沸水反应堆抑制池中空隙行为的实验研究。
机译:日本太平洋沿岸沉积物和各种日本水样(福岛第一核反应堆5的海水自来水和冷却水)中来自福岛的放射性核素
机译:高级沸水反应堆中被动式凝汽器系统瞬态特性的实验和热工水力规范评估
机译:严重事故条件下BWR(沸水反应堆)反应堆冷却系统的热工过程