Reactor vessels; Loss of coolants; Uncertainity analysis; Cladding; Confidence level; Methodology; Monte carlo method; Reactor safety; Simulation; Institute of Nuclear Energy Research Integral System Test(IIST);
机译:利用IIST设施的SBLOCA实验评估TRACE CCFL模型
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机译:使用IIST SBLOCA实验进行TRACE建模及其验证
机译:SBLOCA在ACME测试设施中的不确定性和敏感性分析
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机译:CEESI爱荷华州天然气设施的不确定性和可追溯性
机译:综述CCFL模型与IIST设施SBLOCA实验评估
机译:使用TRaCE V5.0代码对psB-VVER设施的热腿2x25%断裂进行测试后分析。国际协议