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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
Univ Isfahan Fac Phys Dept Nucl Engn Esfahan 8174673441 Iran;
Univ Isfahan Fac Phys Dept Nucl Engn Esfahan 8174673441 Iran;
Univ Isfahan Fac Phys Dept Nucl Engn Esfahan 8174673441 Iran;
VVER-1000 nuclear reactor; Dual cooled annular fuel; Reactivity temperature coefficients; Thermal hydraulic and neutronic analysis; Genetic algorithms; Optimal geometry;
机译:利用热工水力和中子学分析评估纳米流体对以纳米流体为冷却剂的WER-1000核反应堆中热反应性反馈系数的影响
机译:利用热工水力和中子学分析评估纳米流体对以纳米流体为冷却剂的WER-1000核反应堆中热反应性反馈系数的影响
机译:基于中子学和自然循环参数的带有双冷却环形燃料的小型模块化反应堆堆芯的优化设计
机译:压力通道超临界水冷堆折返式燃料通道设计的热工和中子分析
机译:高温气冷反应堆的反应堆腔冷却系统中的结垢方法和热工水力分析,以及钠快速反应堆中的热喷射混合。
机译:铅冷快电抗器(LFR)设计:安全,中子,热液压,结构力学,燃料,核心和植物设计
机译:THR-TH:高温气冷核反应堆堆芯热工水力学规范