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Design and Tests of a Device for the Generation of Controlled Condensation Implosion Events
Heat transfer engineering, 2006-04, Vol.27 (3), p.32-41
2006
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Thermal–hydraulic evaluation of the RBMK-1500 accident confinement system using CONTAIN 11AF
Nuclear engineering and design, 1999-07, Vol.191 (1), p.83-99
1999
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Heat transfer from saturated and superheated atmospheres for containment analysis
Nuclear engineering and design, 1982-01, Vol.71 (1), p.1-14
1982
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Verification of design characteristics of the RBMK-1500 accident confinement system
Nuclear engineering and design, 1995-08, Vol.157 (3), p.353-361
1995
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  • BibTeX
Core to surge-line energy transport in a severe accident scenario
Nuclear engineering and design, 1995-03, Vol.154 (2), p.119-132
1995
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  • BibTeX
A Methodology Quantifying the Range of Applicability of Scaling Laws
Nuclear science and engineering, 1989-05, Vol.102 (1), p.101-113
1989
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The phenomenology of a small break LOCA in a complex thermal hydraulic loop
Nuclear engineering and design, 1988-12, Vol.110 (1), p.107-116
1988
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Impact of rapid condensations of large vapor spaces on natural circulation in integral systems
Nuclear engineering and design, 1992-03, Vol.133 (2), p.285-300
1992
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  • BibTeX
Scaling-modeling for small break LOCA test facilities
Nuclear engineering and design, 1990-09, Vol.122 (1), p.175-194
1990
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  • BibTeX
An unstable, condensation controlled two-phase natural circulation mode
Nuclear engineering and design, 1991-11, Vol.131 (2), p.241-251
1991
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A Proposal for Using Nuclear Reactors as Thermal Radiation Sources
Nuclear technology, 1971-01, Vol.10 (1), p.22-32
1971
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  • BibTeX
Experimental verification of accident loads for PWR containments
Nuclear engineering and design, 1987-03, Vol.100 (2), p.103-120
1987
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  • BibTeX
Size and number density change of droplet populations above a quench front during reflood
International journal of heat and mass transfer, 1984-01, Vol.27 (4), p.573-585
1984
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  • BibTeX
Nuclear Engineering — An Introduction
Nuclear engineering and design, 1993-02, Vol.139 (2), p.253
1993
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  • BibTeX
The Physical State of Post-Loss-of-Coolant Accident Containment Atmospheres
Nuclear technology, 1979-08, Vol.44 (3), p.411-428
1979
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  • BibTeX
Measurements of Neutron Fluxes in Strongly Absorbing Gaseous Media
Nuclear technology, 1974-09, Vol.23 (3), p.213-221
1974
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  • BibTeX
Thermal-hydraulic evaluation of the RBMK-1500 accident confinement system using CONTAIN 11AF: SMiRT-14 Post Conference Seminar No 4. Containment of Nuclear Reactors
Nuclear engineering and design, 1999, Vol.191 (1), p.83-99
1999
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  • BibTeX
Nuclear Fuel Management
Nuclear technology, 1982-07, Vol.58 (1), p.123-124
1982
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  • BibTeX
Thermal Analysis of Pressurized Water Reactors
Nuclear technology, 1982-02, Vol.56 (2), p.402-403
1982
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  • BibTeX
Atomic Energy
Nuclear Technology: New Directions in Nuclear Energy with Emphasis on Fuel Cycles, 1983, Vol.61 (3), p.551-552
1983
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  • BibTeX
Transitional Energy Policy 1980-2030
Nuclear Technology, 1982, Vol.57 (3), p.443-444
1982
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  • BibTeX
Fundamentals of Pipe Flow
Nuclear Technology, 1981, Vol.55 (3), p.730-731
1981
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  • BibTeX
The Effect of Drop Evaporation Rate on Containment Pressure Transients
Nuclear technology, 1978-12, Vol.41 (3), p.263-275
1978
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  • BibTeX
On the scaling of pressure for integral test facilities
Nuclear engineering and design, 1991-02, Vol.125 (2), p.137-146
1991
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On the applicability of Ishii's similarity parameters to integral system test facilities
Nuclear engineering and design, 1989, Vol.117 (3), p.317-323
1989
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