机译:带有水调节水冷动力堆的核电站核反应堆堆芯熔体与定位装置氧化物牺牲材料的相互作用
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机译:剩余寿命自动监控系统在解决水冷式水反应堆核电厂运行问题中的应用
机译:带VVER-1000反应堆的Tyan'van核电站堆芯熔体定位设备
机译:专用材料作为基质固定化核燃料混合物,核反应堆核心熔融过程的基础
机译:墨西哥韦拉克鲁斯州拉古纳维德核电站的反应堆级MOX / UOX燃料估算了BWR堆芯护罩和容器壁中辐射诱发的钢脆性。
机译:在福岛第一核电站反应堆厂房内检测源自核燃料的α粒子发射器
机译:图5来自:Alekseev Pa,Krotov Ad,Ovcharenko Mk,Linnik VA(2018)最大限度地减少水冷和水型热离子转换反应堆芯的径向裂变功率峰值因子。核能和技术4(1):7-11。 https://doi.org/10.3897/nucet.4.29453
机译:用水冷式水冷反应堆开发核电站自动核材料核算系统。 1979年3月1日至1981年2月29日期间的最后报告