首页> 外文OA文献 >Advanced neutron source reactor conceptual safety analysis report, three-element-core design: Chapter 15, accident analysis

【2h】

Advanced neutron source reactor conceptual safety analysis report, three-element-core design: Chapter 15, accident analysis

机译：先进的中子源反应堆概念安全分析报告，三元核设计：第15章，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
Chen, N.C.J.; Wendel, M.W.; Yoder, G.L.; Harrington, R.M.;
展开▼
作者单位

展开▼
年度 1996
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. Development of a 3D thermohydraulic-neutronic coupling model for accident analysis in research miniature neutron source reactor (MNSR) [J] . M. Ahmadi, A. Rabiee, A. Pirouzmand Nuclear engineering and technology . 2019,第7期

机译：在研究型微型中子源反应堆（MNSR）中进行事故分析的3D热液-中子耦合模型的开发
2. Assessment of SFR reactor safety issues. Part I: Analysis of the unprotected ULOF, ULOHS and UTOP transients for the SFR(v2b-ST) reactor design and assessment of the efficiency of a passive safety system for prevention of severe accidents [J] . Schikorr M., Bubelis E., Carluec B., Nuclear Engineering and Design . 2015,第apra期

机译：评估SFR反应堆安全问题。第一部分：对SFR（v2b-ST）反应堆设计中未保护的ULOF，ULOHS和UTOP瞬态的分析，以及用于预防严重事故的被动安全系统的效率评估
3. Research Regarding Analysis of the Target Safety Standard for Fire Resistance Design and its Mode of Expression - Estimation for the Safety Standard Targeted by the Verification Method for Fire Resistance Performance - Chapter 6 Variations of the Design Fire Source and Fire Behavior of Fully-Developed Fires [J] . Akiko Natori ire Science and Technology . 2008,第3期

机译：关于耐火设计目标安全标准及其表达方式的分析研究-以耐火性能验证方法为目标的安全标准的估计-第六章充分发展的火的设计火源和火行为的变化
4. Conceptual Neutronics Design of "Neutron Factory" as a Future Plan on Neutron Source in Kyoto University Research Reactor Institute (KURRl) [C] . Seiji Shiroya, Hironobu Unesaki, Yoichi Kawase, International symposium on reactor dosimetry . 2001

机译：“中子厂”的概念中型设计作为京都大学研究反应堆研究所中子源未来计划（克罗尔）
5. A survey of United States railway safety based on accident data reported to the Federal Railway Administration over a ten year period with a comparative analysis to a Federal Aviation Administration airplane design safety target. [D] . Pickett, Stephen James. 2001

机译：根据十年来向美国联邦铁路管理局报告的事故数据对美国铁路安全进行的一项调查，并对美国联邦航空管理局的飞机设计安全目标进行了比较分析。
6. Automation system for neutron activation analysis at the reactor IBR-2 Frank Laboratory of Neutron Physics Joint Institute for Nuclear Research Dubna Russia [O] . Sergey S. Pavlov, Andrey Yu. Dmitriev, Marina V. Frontasyeva -1

机译：IBR-2反应堆中子活化分析自动化系统俄罗斯杜布纳联合核科学研究所中子物理弗兰克实验室
7. Statistically based uncertainty analysis for ranking of component importance in the thermal-hydraulic safety analysis of the Advanced Neutron Source Reactor [O] . G.E. Wilson 1992

机译：高中中子源反应堆热液压安全分析中的组件重要性排名的统计不确定度分析

Advanced neutron source reactor conceptual safety analysis report, three-element-core design: Chapter 15, accident analysis

著录项

引文网络

相似文献

相关主题

期刊订阅