首页> 外文OA文献 >Analysis of Reactivity Accident for Control Rods Withdrawal at the Thermal Reactor

【2h】

Analysis of Reactivity Accident for Control Rods Withdrawal at the Thermal Reactor

机译：控制杆在热反应器中取出的反应性事故分析

代理获取

本网站仅为用户提供外文OA文献查询和代理获取服务，本网站没有原文。下单后我们将采用程序或人工为您竭诚获取高质量的原文，但由于OA文献来源多样且变更频繁，仍可能出现获取不到、文献不完整或与标题不符等情况，如果获取不到我们将提供退款服务。请知悉。

页面导航

著录项
引文网络
相似文献
相关主题

著录项

作者
Hend M Saad; Aziz M; Mansour H.M;
展开▼
作者单位

展开▼
年度 2014
总页数
原文格式 PDF
正文语种
中图分类

相似文献

外文文献
中文文献
专利

1. Reactivity Accident in a High Temperature Gas-Cooled Reactor Due to Inadvertent Withdrawal of Control Rod [J] . Zheng Yanhua, Shi Lei Journal of Engineering for Gas Turbines and Power . 2011,第5期

机译：意外撤回控制棒导致高温气冷反应堆发生反应性事故
2. Space Dependent Kinetics Analysis of Control Rod Withdrawal Accident in Liquid Metal Fast Breeder Reactors [J] . Naohiro HIRAKAWA, Hirohide OIKAWA, Katsumi KOBAYASHI Journal of nuclear science and technology . 1984,第6期

机译：液态金属快中子反应堆控制棒抽出事故的空间依赖动力学分析
3. Analysis of a control rod ejection accident in a boron-free small modular reactor with coupled neutronics/thermal-hydraulics code [J] . Alzaben Y., Sanchez-Espinoza V. H., Stieglitz R. Annals of nuclear energy . 2019,第Deca期

机译：中子/热工代码耦合的无硼小型模块化反应堆中控制棒弹射事故的分析
4. REACTIVITY ACCIDENT DUE TO CONTROL ROD INADVERTENT WITHDRAWAL OF THE 250MW HIGH TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR [C] . Zheng Yanhua, Shi Lei ICONE18;International conference on nuclear engineering . 2011

机译：控制250兆瓦高温气冷堆反应器误抽出反应性事故
5. Investigation of the Coupled Nuclear, Thermal-Hydraulic, and Thermomechanical Response of a Natural Circulation Research Reactor Under Severe Reactivity-Initiated Accident Transients [D] . Talley, Darren Glenn. 2019

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
6. Thermal carbonization in nanoscale reactors: controlled formation of carbon nanodots inside porous CaCO3 microparticles [O] . Anna V. Vostrikova, Ekaterina S. Prikhozhdenko, Oksana A. Mayorova, -1

机译：纳米级反应器中的热碳化：在多孔CaCO3微粒内部受控形成碳纳米点
7. Core Dynamics Analysis of Control Rod Withdrawal Test and Nuclear Characteristics in HTTR Reactor Power 30-60 [O] . Kuniyoshi TAKAMATSU, Shigeaki NAKAGAWA, Tetsuaki TAKEDA 2006

机译：核心动力学分析控制杆取出试验和核特性HTTR反应器功率30-60％
8. FORT ST.' VRAIN HTGR MAXIMUM ROD WORTH AND ROD WITHDRAWAL ACCIDENT CALCULATIONS FOR REACTOR THERMAL POWERS FROM 2% TO 100% [R] . J. R. Brown, R. J. Nirschl 1972

机译：FORT sT。' VRaIN HTGR maXImUm ROD WORTH和ROD退货事故计算反应堆热能从2％到100％

Analysis of Reactivity Accident for Control Rods Withdrawal at the Thermal Reactor

著录项

引文网络

相似文献

相关主题

期刊订阅