机译:PMK-2,第一个用于WER-440 / 213核电站安全性评估的整体热工水力试验
Department of Thermohydraulics, MTA KFKI Atomic Energy Research Institute, P.O. Box 49,1525 Budapest, Hungary;
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机译:对VVER-440 / 213核反应堆进行安全性评估和安全代码验证的整体热工测试
机译:核安全分析中的综合测试设施和热工-液压系统代码
机译:用模拟试验台评估核电站安全等级智能变送器的安全性
机译:WER-440 / 213型核动力装置内容器内钙保留的外部冷却建模
机译:核电厂数字I&C系统安全关键软件详尽检测框架的开发
机译:切尔诺贝利核电站和塞米巴拉金斯克核试验场周围土壤样品中人工放射性核素的垂直分布和估计剂量
机译:核电厂安全分析热工液压规范的验证研究
机译:WWER-440型核电站起泡冷凝器结构强度分析。参考工厂:Bohunice V2(斯洛伐克)。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