机译:块状超高温反应器堆芯旁路流动的实验和计算评估
Seoul National University, Department of Nuclear Engineering 130 dong, San 56-1, Daehak-dong, Kwanak-gu, Seoul 151-742, Korea;
Seoul National University, Department of Nuclear Engineering 130 dong, San 56-1, Daehak-dong, Kwanak-gu, Seoul 151-742, Korea;
Korea Atomic Energy Research Institute, 150-1 Deokjin-Dong 1045 Daedeokdaero, Yuseong, Daejeon 305-353, Korea;
Seoul National University, Department of Nuclear Engineering 130 dong, San 56-1, Daehak-dong, Kwanak-gu, Seoul 151-742, Korea;
core bypass flow; very high temperature reactor; prismatic core;
机译:基于两层模块模型的棱柱形极高温气冷核反应堆堆芯旁流和错流的计算流体动力学分析
机译:块状燃料高温气冷堆堆芯的地震响应,(III)二维垂直切片堆芯模型的振动实验
机译:卵石床型超高温反应堆中局部热核温度的计算流体动力学评估
机译:计算模型提高近地表炉/反应器结构材料高温腐蚀损伤的NDE实验评价
机译:利用小规模模型对高温反应堆棱柱堆芯旁路流动的初步研究。
机译:技术实验室规模的反应器在不同温度下热解和焚烧过程中从含PVF和PVDF的光伏背板材料中释放氟的实验研究
机译:超高温反应堆堆芯旁路流动的实验与分析研究
机译:超高温反应堆堆芯旁路流动的实验与分析研究。