机译:高温气体核反应堆发电循环的热力学分析,额外的冷却剂加热高达1600°C
AGH Univ Sci & Technol Dept Fundamental Res Energy Engn PL-30059 Krakow Poland;
AGH Univ Sci & Technol Dept Fundamental Res Energy Engn PL-30059 Krakow Poland;
AGH Univ Sci & Technol Dept Fundamental Res Energy Engn PL-30059 Krakow Poland;
Silesian Tech Univ Inst Thermal Technol PL-44100 Gliwice Poland;
high-temperature gas-cooled nuclear reactor (HTGR); additional heating; advanced thermodynamic cycles;
机译:高温核反应堆对发电和氢气生产的热力学循环分析
机译:高温气冷堆直接布雷顿功率循环中再生回热的评估
机译:选定的带有高温氦冷核反应堆的核动力船电厂热力循环的比较分析
机译:利用C02和N2生成IV型核反应堆电厂的性能分析:再生布雷顿燃气轮机循环的案例研究
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:高温气冷反应器供应选定核电站的比较分析
机译:核反应堆冷却剂和热力循环工质的高温特性。技术进步报告,1977年12月1日 - 1978年11月30日