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机译:带水棒的高温超临界轻水冷中速反应堆的控制
Nuclear Engineering Research Laboratory, University of Tokyo, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki 319-1188;
supercritical pressure; once-through cycle; descending flow water rod; step response; control system;
机译:超临界水调节的高温功率反应堆冷却剂的概念设计
机译:利用FEMAXI-6代码对超临界轻水冷快堆燃料棒进行热力学分析
机译:水冷减水反应堆堆中燃料棒套管和间隔室的摩擦
机译:高温超临界压力轻水和调节反应器的安全性分析
机译:超临界水冷堆(SCWR)中燃料中心线温度的敏感性分析。
机译:评估超临界水反应堆拟议棒束几何形状子通道内的传热相关性
机译:轻水冷却,高温高性能核电站概念贯通冷却液,超临界压力,轻水冷核反应堆
机译:苏联设计的VVER(水冷,水减速能量反应堆)反应堆释放缓解结构的压力负荷来自大破口LOCa(冷却剂事故的损失)。