BWR Type Reactors ; Heat Transfer ; Reactor Safety ; Hydraulics ; Reactor Accidents ; Reactor Cooling Systems ; Reactor Core Disruption ; Risk Assessment ; Technology Assessment;
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:严重事故条件下局部加热导致轻水堆冷却剂管蠕变失效的有限元分析
机译:高温严重事故条件下温度感应堆冷却剂系统和蒸汽发生器管蠕变破裂概率的估算
机译:正常和事故条件下沸水核反应堆环空中的流体流场
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:反应堆冷却剂系统减压策略对OPR1000各种严重事故管理指导条件的有效性及不利影响
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。