Neutron Source Facilities; After-Heat Removal; Heat Transfer; Hydraulics; Loss of Coolant; Safety Analysis;
机译:使用系统集成的模块化先进反应堆-集成测试回路设施比较了三个不同断裂位置的小断裂冷却剂事故试验,以评估智能设计的安全性
机译:MARS-KS规范中临界流动模型对冷却液(Lbloca)的不确定性量化的影响
机译:EPR型核电厂大破口失水事故(LBLOCA)燃料故障的统计分析
机译:用于高级CANDU反应堆的大休息丧失冷却液事故现象识别和排名桌(PIRT)
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:Westinghouse ap600小型断裂失水事故,主蒸汽管道断裂和蒸汽发生器管道破裂情景的现象识别和排序表