very high temperature gas-cooled reactor; graphite material; microstructure evolution; defect energy;
机译:棱柱形高温气冷堆石墨芯构件应力分析的本构模型和有限元程序开发
机译:高温气冷堆堆芯安全性评估的局部传热模型的开发-第一部分:卵石床反应堆
机译:开发用于高温气冷堆芯安全性评估的局部传热模型-第二部分:棱柱模块化反应堆
机译:在室温下为非常高温气体冷却反应器进行核级石墨石墨的摩擦系数
机译:高温气冷堆石墨中裂变产物扩散的ICP-MS分析。
机译:开发自动化化学控制系统二次冷却液回路坎杜核电反应堆
机译:图2来自:Bulakh Oi,Kostyyh OK,Nesterov VN,Cherdizov Ek(2019)延长高温气体冷却反应堆燃料块中石墨的寿命,作为确保核燃料燃烧的设计价值的资源。核能和技术5(4):289-295。 https://doi.org/10.3897/nucet.5.48391