Uncertainty analysis of minimum vessel liquid inventory during a small-break LOCA in a B&W plant an application of the CSAU methodology using the RELAP5 MOD3 computer code prepared by M.G. Ortiz, L.S. Ghan.
Dil:İngilizce Yayın ayrıntıları: Washington DC Division of Systems Research Office of Nuclear Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatory Commission : 1992Fiziksel Tanımlama: 1 v. (various pagings), ill. 28 cmKonu(lar): Nuclear reactors -- Computer simulation | Pressurized water reactors -- Loss of coolantDDC sınıflandırma: 621.4834 UNC 1992| Materyal türü | Geçerli Kütüphane | Ana kütüphane | Koleksiyon | Yer numarası | Cilt bilgileri | Kopya numarası | Durum | İade tarihi | Barkod |
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
Raporlar
|
Raporlar | TENMAK Kütüphanesi | Raporlar | 621.4834 UNC 1992 (Rafa gözatın(Aşağıda açılır)) | 1 | 1 | Kullanılabilir | T3352 |
"Date published: December 1992."
"EG & G Idaho, Inc."
"EGG-2665."
"Idaho National Engineering Laboratory."
"NUREG/CR-5818."
Distributed to depository libraries in microfiche.
Shipping list no.: 93-0363-M.
Includes bibliographical references.
Technical.
Bu materyal hakkında henüz bir yorum yapılmamış.