Paul Scherrer Institute,Nuclear Energy and Safety Department,Laboratory for Nuclear Materials,5232 Villigen PSI,Switzerland;
Paul Scherrer Institute,Nuclear Energy and Safety Department,Laboratory for Nuclear Materials,5232 Villigen PSI,Switzerland;
reactor pressure vessel; pressurized thermal shock; probabilistic fracture mechanics; fracture toughness; warm prestressing;
机译:德国核电厂的加压热冲击分析
机译:雷诺应力湍流模型在核电厂两相加压热冲击中的应用
机译:应急安全程序对压水堆核电站事故工况缓解的影响的热力水力分析
机译:核电站增压器喘振管线的热分层分析和疲劳评估
机译:基于模糊集理论和故障树分析的核电站故障诊断新方法。
机译:塞罗普列托地热发电厂单闪和双闪循环的净功率输出和热效率数据
机译:核电厂加压热冲击分析的方法论
机译:6英寸厚压力容器的加压 - 热冲击试验。 pTsE(加压 - 热冲击实验)-2:低撕裂抗力和温预应力的研究。