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机译:铅基反应堆堆芯的热中子耦合分析方法
Univ Sci & Technol China, Sch Nucl Sci & Technol, Hefei 230027, Anhui, Peoples R China;
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Neutron kinetics; Thermal hydraulic; Coupling method; Sub-channel code;
机译:核反应堆分析的中子/水力耦合模拟方法综述
机译:核反应堆核心板式燃料的热液压和中子耦合分析
机译:通过耦合PARCS v2.7和COBRA-EN对WWER-1000反应堆堆芯中的LOFA进行全范围热中子分析
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