机译:水冷式水冷动力堆核电厂应急堆芯冷却系统两级喷射器扬程特性的计算和实验研究
National Research University Moscow Power Engineering Institute, ul. Krasnokazarmennaya 14, Moscow, 111250 Russia;
ejector; water-moderated water-cooled power reactor (VVER); CFD code;
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
机译:水冷水冷动力堆在核电厂卧式蒸汽发生器中应用斜盘管的效率
机译:ИBB-2M减水水冷堆核心中心的中子场特征
机译:利用贝叶斯中子噪声分类器判别水温,水冷(加压水)核反应器中冷却剂沸腾的方法
机译:紧急冷却剂注入后核反应堆燃料棒淬火的理论研究。
机译:开发自动化化学控制系统二次冷却液回路坎杜核电反应堆
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