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温爽; 高新力; 李聪新; 李铁萍;
环境保护部核与辐射安全中心;
压水堆; 堆芯熔化; 熔融物堆内滞留; 压力容器; 外部冷却; 应力松弛现象;
机译:在严重事故期间,VVER-600反应堆压力容器在皮质池逆分层和外部容器冷却恶化的条件下的热和变形行为特征。第2部分。反应堆压力容器的蠕变变形和破坏
机译:在严重事故期间,WER-600反应堆压力容器在皮质池逆分层和恶化的外部容器冷却条件下的热和变形行为特征。第1部分。严重事故期间,反熔分层和皮质池的炉内顶部冷却对WER-600反应堆压力容器上作用的热负荷的影响
机译:在维护期间偶然条件下,VVER-440型反应堆的反应堆压力容器和冷却池之间的自然循环的3D数值研究
机译:反应堆压力容器干燥条件下的BWR芯内显示器外壳更换
机译:华盛顿州北喀斯喀特结晶岩心的斯瓦卡内片麻岩的部分熔融,熔融物收集和运输。
机译:高辐照反应堆压力容器钢中较低温度下形成的纳米Mn-Ni-Si沉淀物的高温热稳定性研究
机译:反应堆压力容器用金属O形圈的变形特性和密封性能
机译:代表Elk河反应堆压力容器的a302-B钢的反应堆内疲劳试验
机译:带有可塑性变形垫片的核反应堆用核反应堆压力容器
机译:核电站,特别是用于沸水反应堆的核电站,具有反应堆建筑物,布置在反应堆建筑物内的安全容器和布置在安全容器内的反应堆容器
机译:移除位于反应堆设备的反应堆压力容器内的组件的方法
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