Computerized Simulation; Reactor Accidents; C Codes; CEA; F Codes; Fluid Flow; Heat Transfer; Neutron Diffusion Equation; PWR Type Reactors; Reactivity; Reactor Kinetics; Reactor Safety; Steam Lines; Three-Dimensional Calculations; Time Dependence; Transients;
机译:中子学和热工液压学代码的耦合,用于模拟LFR的反应性插入事故
机译:一维系统代码和3-D内部CFD代码的隐式代码耦合,用于核反应堆瞬变的多尺度模拟
机译:严重堆芯损坏事故中轻水反应堆裸露堆芯的热工液压,(IV)使用SEFDAN代码分析TMI-2事故中的堆芯损坏行为
机译:特征代码DeCART和粗网格节点代码PARCS的全芯压水堆反应性事故的一致性比较
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:水动力学的计算流体动力学模拟在两阶段内环空运反应堆中具有收缩 - 膨胀导向叶片
机译:MultiScale Neutronics /热液压耦合与Cobaya4码,用于引脚PWW PWR暂时分析
机译:热 - 水力瞬变引起压水堆反应性事故的三维计算