机译:使用VVER-1000的核电站中设备的冷却液压力波动和机械振动的测量以及振动过程的分析
Moscow Power Engineering Institute (Technical University) Nuclear Power Plant Department 14, Krasnokazarmennaya Street 111250, Moscow, Russia;
机译:额定功率以上运行时VVER-1000核电站发电装置的热和中子物理特性(以巴拉科沃核电站2号机组为例)
机译:核电站主管冷却液阀门阀门阀门阀门阀门故障分析
机译:各种运行中的核电厂的主冷却剂和管道的动态伽马谱测量
机译:核电站设备金属寿命评估,配备反应器Vver-1000
机译:福岛第一核电站周围的辐射剂量:测量和分析的新方法
机译:用振动光学相干弹性术(OCE)定量测量角膜基质模型中伤口愈合过程中的机械性能
机译:VVER-1000对核电站核电站核电站换热器换热器换热器意外多重破坏的可能原因
机译:模拟在没有高压喷射但具有二次侧泄放和进给的情况下的冷却剂损失事故。关于模拟冷却剂事故的第四个标准问题的结果。关于评估WWER-440 213型核电厂安全方面的原子能机构技术合作项目RER / 9/004的报告