PWR Type Reactors; Core Flooding Systems; Flow Rate; Heat Transfer; Loss of Coolant; Pressure Dependence; Primary Coolant Circuits; Reactor Cores; Reactor Safety Experiments; Simulation; Steam; Temperature Dependence; Testing; Time Dependence; Void Fraction; Water;
机译:使用CCTF数据评估PWR-LOCA期间洪水行为的当前安全性评估分析
机译:使用热液压和严重燃料损坏代码SOCRAT / V3对QUENCH-17束实验的后验计算,包括碎屑形成和底水回注
机译:使用热力液压系统和严重燃料损坏代码SOCRAT / V3对QUENCH-17含残渣形成和底部注水的捆绑实验进行后测试计算
机译:关于CCTF CORE-I REFLOOD TEsT Cl-1的评估报告,(运行010)。环流阻力效应研究