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王军伟; 张周红; 吴高峰; 范立明;
中国航天标准化研究所;
核工业标准化研究所;
国防科技工业标准化研究中心;
CPR1000标准化; 核电站; 核反应堆; 压力容器; 应力强度; 三维模型;
机译:核反应堆压力容器反应堆冷却剂泵喷嘴的应力分析
机译:压力容器钢K {sub}(Ic)/ K {sub}(Ia)断裂韧性数据库的威布尔统计模型,用于核反应堆压力容器的加压热冲击评估
机译:压力容器用钢的K_(Ic)/ K_(Ia)断裂韧性数据库的威布尔统计模型及其在核反应堆压力容器的加压热冲击评估中的应用
机译:压力容器钢在脆性转型区域中压力容器钢的裂缝力学韧性行为:核反应堆完整性的重要问题
机译:核反应堆压力容器钢的辐照脆化动力学和辐照后退火
机译:疏忽情景对非传染性疾病的比较风险评估 - 福岛核电站核电站事故7年的回顾性研究
机译:交付前的静水压测试期间,CPR1000核电站增压器的应变测试和应力强度评估
机译:矩形压力容器的应力分析与评估。
机译:用于制造核电站的压水反应堆的压力容器的方法,核电站的压水反应堆的压力容器以及多壁压力容器用于上述目的的用途
机译:制造核电站压力水反应堆压力容器的方法,核电站压力水反应堆压力容器以及为上述目的使用多层压力容器的方法
机译:核电站压水堆压力容器的生产方法,核电站压水堆压力容器以及用于该用途的具有多个壁的压力容器的用途
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