Reactor Engineering Division Bhabha Atomic Research Centre, Mumbai, India-400085;
Reactor Engineering Division Bhabha Atomic Research Centre, Mumbai, India-400085;
Reactor Engineering Division Bhabha Atomic Research Centre, Mumbai, India-400085;
Creep; Pressure Tube; Thermal Hydraulics; Critical Heat Flux (CHF);
机译:压力管式沸水反应堆自然循环热工水力特性的数值研究
机译:先进热反应堆(ATR)的覆层/压力管与压力管/排管之间的接触电导
机译:敏感性研究评估几何形状和工作/边界条件扰动对压力管重水反应器中铀和钍的燃料的高级燃料通道热液压行为的影响
机译:压力管径向蠕变对压力管型核反应堆热液压性能的影响
机译:不混溶液滴通过会聚/发散管的蠕变运动:I.粘弹性液滴的非牛顿效应。二。恒定压力梯度条件对流动的影响。三,液滴通过平行通道运动。
机译:不同压力和分数下冷却涡流管热管表面综合热性能数据集
机译:来自CANDU®核反应堆压力管内垂直管的涡流邻近测量
机译:高温钠快堆增殖反应堆核燃料熔覆管的蠕变和蠕变 - 破裂特性:1974年为mONJU制造的覆层管(aIsI 316ss型,硼含量的影响)