WWER-3 Reactor; Computerized Simulation; ECCS; Loss of Coolant; Numerical Data; Reactor Protection Systems; Reactor Safety; Tables(data);
机译:中国氦冷陶瓷育种试验毯系统的船内LOCA和箱内LOCA的初步事故分析
机译:使用CONTAIN 2.0代码对LOCA事故进行热工水力建模
机译:超出CANDU型NPP设计的功能裕度。 LOCA型事故中的放射性核评估
机译:核电厂LOCA事故下主要部件的结构响应研究
机译:严重反应性发生的事故瞬变下自然循环研究反应器的耦合核,热液压和热机械响应的研究
机译:福岛第一核电站事故发生后33到49个月对福岛县及周边地区的2700多个婴儿和幼儿进行了全身计数器调查
机译:RELAP5关于在中国现有NPP下的LOCA下假设无源安全注射系统的热水水力分析
机译:核心热工水力安全裕度确定每个燃料重新装载Kozloduy Npp装置1至6 WWER-440和WWER-1000反应堆