WWER-3 Reactor; Annealing; Embrittlement; Failures; Fracture Mechanics; Hydraulics; IAEA; International Cooperation; Member States; Pressure Vessels; Reactor Safety; Recommendations; Technology Transfer; Thermal Shock; Transients;
机译:IAEA预算外计划对WWER和RBMK核电厂安全的见解
机译:核电站Greifswald 4号机组退役的WWER-440反应堆压力容器的带状线焊缝的断裂力学特征
机译:WWER-440 / 230核电厂的国际安全审查
机译:核电厂Kozloduy,单元1的反应堆血管完整性分析,用WWER-440/230型反应器
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:立陶宛RBMK型冷却池沉积物沉积物中的辐射碳的分布
机译:WWER-440反应堆压力容器材料中的辐射脆化预测
机译:WWER-440/230核电厂仪表和控制设计改进的技术基础。关于WWER和RBmK核电厂安全的预算外计划的出版物