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薛伟; 葛宋; 马晓晨;
中国船舶重工集团公司第七○三研究所,黑龙江哈尔滨150036;
中国船舶重工集团公司第七一四研究所,北京100192;
核动力舰船; 核反应堆; 应急堆芯冷却系统; 供电系统;
机译:基于热管的被动应急堆芯冷却系统,用于安全关闭核动力堆
机译:通过典型PWR中应急堆芯冷却系统的新设计降低堆芯损坏频率
机译:带有事故容忍性燃料的应急堆芯冷却系统的初步优化
机译:重新评估设计基准LOCA的APR-1400应急堆芯冷却系统性能
机译:混合固体氧化物燃料电池-朗肯循环为舰船供电。
机译:电池供电的便携式热循环仪用于通过单恒温热电冷却器和开环控制器进行连续流聚合酶链反应诊断
机译:REmI / HEaT COOL,用于评估轻水冷却核动力堆核心加热和应急堆芯喷雾冷却系统性能的模型
机译:萨凡纳河反应堆应急堆芯冷却系统分析
机译:核动力反应堆应急堆芯冷却系统
机译:故障安全水冷堆系统应急堆芯冷却系统及应急堆芯冷却方法
机译:应急堆芯冷却管,用于向核反应堆注入应急堆芯冷却水
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