Zircaloy-4; reprocessing; dissolver; corrosion; spent fuel;
机译:核燃料再处理厂的安全评估在废燃料桶和燃料组件的自由下降影响下I:大规模模型试验和有限元模型验证
机译:核燃料后处理的新型水处理方法的开发:从轻水堆燃料的硝酸溶液中回收U和Pu的热试验
机译:ZIRCALOY-4聚结型溶解容器在快速育成反应器核燃料模拟溶解液中的锆,钛及其合金的腐蚀行为
机译:用于制造锆瓦尔-4灾难组件的工艺开发,用于改进废核燃料
机译:基于用于再生核反应堆燃料后处理的Purex工艺的锆液-液萃取的运输动力学。
机译:鉴定化学指纹将未申报的2017Ru版本的106Ru与先进的核燃料后处理联系起来
机译:用于废核燃料后处理的Zircaloy-4溶解器组件的制造工艺开发
机译:核燃料再加工实验室工厂。十三。利用正十二烷中30%三正丁基磷酸酯萃取WWR-s反应器废旧核燃料后处理技术的实验室研究