机译:VVER / PWR核电站核电站难以事故核电站难以事故核电站热互动的实验分析
НИУ "МЭИ";
АО "Электро- горский научно-исследовательский центр по безопасности атомных электростанций" профессор кафедры атомных электрических станций НИУ "МЭИ";
НИУ "МЭИ";
НИУ "МЭИ";
термическое взаимодействие; численное моделирование; валидация;
机译:压水堆退役:日本首次压水堆退役
机译:压水堆和混合化石燃料-压水堆电厂的综合能效和经济比较
机译:PWR热管的1/15比例模型在回流冷却下在PWR热管中的逆流气液流动(I)空气-水测试
机译:两种类似PWR类型的1级PSA的比较:法国900 MWe系列PWR和比利时Tihange 1 PWR
机译:加压水反应堆燃料棒风险评估及安全分析(PWRS)
机译:来自五个二手PWR 17x17核燃料组件的量热衰减热测量数据
机译:验证WWr燃料管理中的WWr-Fuel程序