nuclear reactor safety; reactor corescooling systems; effectiveness; criteria; molten metal-water reactions; fuel rods; embrittlement; fluid flow; piping systems; gas flow; loss of coolant; nuclear reactor accidents; nuclear power plants;
机译:带有水调节水冷动力堆的核电站核反应堆堆芯熔体与定位装置氧化物牺牲材料的相互作用
机译:水冷式水冷动力堆核电厂应急堆芯冷却系统两级喷射器扬程特性的计算和实验研究
机译:基于热管的被动应急堆芯冷却系统,用于安全关闭核动力堆
机译:布什尔核电站应急核心冷却系统(ECCS)的可靠性评估
机译:紧急冷却剂注入后核反应堆燃料棒淬火的理论研究。
机译:开发自动化化学控制系统二次冷却液回路坎杜核电反应堆
机译:轻水核电反应堆应急堆芯冷却系统有效性评估
机译:原子能委员会和听证委员会在轻水冷却核电反应堆应急核心冷却系统验收标准制定过程中的选定发行(Docket Rm-50-1)