Efremov Institute, 196641 St. Petersburg, Russia;
机译:基于反应性温度系数的WER-1000核反应堆芯的最优设计通过实现遗传算法使用热液压和中注测量
机译:热管冷却核反应堆堆芯热工液压评估
机译:用于铅冷核快堆建模的全核中子/热液耦合代码
机译:活性的热循环冷却是/ CucrZR,并在核反应堆的核心中为/ glidcop模拟
机译:氟化盐冷却的卵石床核反应堆堆芯中的传热。
机译:在加热-冷却循环下两种白云岩大理石的热致退化行为
机译:核反应堆的热水水力分析因丧失冷却剂事故,无需紧急核心冷却系统
机译:THR-TH:高温气冷核反应堆堆芯热工水力学规范