
Investigating the effect of the miniature reactor cooling spiral on increasing the reactor operating time,علوم و فنون هسته ای,۱۴۰۲
میثم زرگر, محمدحسین استکی, منصور طالبی, جواد مختاری

Design of the CAREM nuclear reactor core with dual cooled annular fuel and optimizing the thermal-hydraulic, natural circulation, and neutronics parameters,,۱۴۰۱
سپیده نصیری, غلامرضا انصاری فر, محمدحسین استکی

Nanofluid applications in pressurized water reactors: A review,,۱۴۰۱
سیدفرشاد میری یان, غلامرضا انصاری فر, محمدحسین استکی

A coupled thermohydraulic/neutronic investigation of noise propagation in VVER-۱۰۰۰ reactor using Al۲O۳ nanofluid coolant,,۱۳۹۹
رضا نوراللهی, محمدحسین استکی, غلامرضا جهانفرنیا

Stability analysis and parametric study of natural circulation integrated self-pressurized water reactor,,۱۳۹۹
علی فارسون پیله ور, محمدحسین استکی, غلامرضا انصاری فر, افشین هدایت

Nonlinear stability analysis of a self-pressurized, natural circulation integral reactor via the Lyapunovs second method,,۱۳۹۹
علی فارسون پیله ور, محمدحسین استکی, غلامرضا انصاری فر, افشین هدایت

Application of a New Neutronics/Thermal-Hydraulics Coupled Code for Steady State Analysis of Light Water Reactors,,۱۳۹۹
امیر صفوی, محمدحسین استکی, سیدمحمد میروکیلي, مهدي خاکي آراني

Validation of a new neutronics/thermal hydraulics coupling code for steady state analysis of light water reactors,,۱۳۹۹
A. Safavi, محمدحسین استکی, S. M. Mirvakili, M. Khaki

Comparison of back propagation network and radial basis function network in Departure from Nucleate Boiling Ratio (DNBR) calculation,,۱۳۹۸
امیر صفوی, محمدحسین استکی, سید محمد میروکیلي, مهدي خاکي

Neutronic analysis of a VVER-۱۰۰۰ reactor with nanofluid as coolant through zeroth order average current nodal expansion method,,۱۳۹۸
رضا نوراللهی, محمدحسین استکی, غلامرضا جهانفرنیا

Validation of STRCS code for calculation of fission-product transport in reactor coolant system during severe accidents,,۱۳۹۷
مهدی خاکی آرانی, محمدحسین استکی, نوید ایوبيان

Thermal-hydraulic noise analysis of a VVER-۱۰۰۰ reactor with nanofluid as coolant,,۱۳۹۷
رضا نوراللهی, محمدحسین استکی, غلامرضا جهانفرنیا

Analysis of Design Extension Conditions in a Heavy Water Research Reactor,,۱۳۹۷
مهدی خاکی آرانی, محمدحسین استکی, نوید ایوبيان

Self-pressurization analysis of the natural circulation integral nuclear reactor using new dynamic model,,۱۳۹۷
علی فارسون پیله ور, محمدحسین استکی, افشین هدایت, غلامرضا انصاری فر

Investigation of the dual-cooled annular fuel effect on the thermal power uprate in the VVER-۱۰۰۰ nuclear reactor,,۱۳۹۵
غلامرضا انصاری فر, محمدحسین استکی, مجید زیدآبادی

Thermal hydraulic analysis of VVER-۱۰۰۰ nuclear reactor with dual-cooled annular fuel using K–omega SST Turbulence model,,۱۳۹۵
مجید زیدآبادی نژاد, غلامرضا انصاری فر, محمدحسین استکی

اندازه گیری شدت چشمه ی نوترون آمرسیوم- بریلیوم (۲۴۱Am-Be),,۱۳۹۵
اکبر عبدی سرای, محمدحسین استکی, جمشید خورسندی

اندازه گیری نسبت کادمیم در راکتور صفر قدرت آب سنگین اصفهان و مقایسه مقادیر به دست آمده در دو گام مختلف,,۱۳۹۵
اکبر عبدی سرای, جمشید خورسندی, محمدحسین استکی, پروین کاوياني

حل عددی معادله های ترموهیدرولیکی حاکم بر قلب رآکتور سوخت - کروی (PBMR) با استفاده از مدل ناحیه هاي متخلخل,,۱۳۹۳
محمدحسین استکی, علی فارسون پیله ور, آرش دریابک, امیر صفوی

Plasma Boundary Determination in Damavand Tokamak by Using Current Filament Method,,۱۳۹۳
رسول قدیری قهدریجانی, یحیی صادقي, محمدحسين استکي

A Flexible Software Design To Determine The Plasma Boundary In Damavand Tokamak,,۱۳۹۳
رسول قدیری قهدریجانی, یحیی صادقي, محمدحسين استکي

Drift flux modeling of the VVER-۱۰۰۰ horizontal nuclear steam generator,,۱۳۹۳
ولی اله غضنفری, غلامرضا انصاری فر, محمدحسین استکی

Estimation of the xenon concentration and delayed neutrons precursors densities in the pressurized-water nuclear reactors (PWR) with sliding mode observer considering xenon oscillations,,۱۳۹۳
محمدحسین استکی, غلامرضا انصاری فر, محسن ارقند

Sliding Mode Observer Design for a PWR Nuclear Reactor to Estimate the Xenon Concentration and Delayed Neutrons Precursor Density based on the Two Point Nuclear Reactor,,۱۳۹۳
غلامرضا انصاری فر, محمدحسین استکی, محسن ارقند

Loss of Coolant Accident Analyses on Multi Purpose Research Reactor by RELAP۵/MOD۳.۲ Code,,۱۳۹۳
معصومه کریم پور, محمدحسین استکی

مدلسازی جریان آب جوش در مولد بخار۱۰۰۰- VVER,,۱۳۹۲
امیر صفوی, محمدرضا عبدی, منصور طالبی, محمدحسین استکی

Evaluation of compressible flow in spherical fueled reactors using the porous media model,,۱۳۹۲
A.F. Pilehvar, M. Aghaie, محمدحسین استکی, A. Zolfaghari, A. Minuchehr, A. Daryabak, A. Safavi

Investigation on the Effects of internal reflector size on the neutron flux of PBMR reactors by means of MCNP code,,۱۳۹۲
محمدحسین استکی, آرش دریابک, امیر صفوی, علی فارسون پیله ور

Study of perforated plate effect in horizontal WWER۱۰۰۰ steam generator,,۱۳۹۱
امیر صفوی, محمدرضا عبدی, M. Aghaie, محمدحسین استکی, A. Zolfaghair, A.F. Pilevar, A. Daryabak

Natural Convection Heat Transfer from Electronic Components Located in an Enclosure,,۱۳۷۷
محمدحسین استکی, John A. Reizes, Masud Behnia