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苑景田; 佟立丽; 曹学武; 武铃珺;
上海交通大学核科学与工程学院,上海200240;
主给水丧失; 堆腔注水; 压力容器完整性; 严重事故;
机译:法国第二代压水堆的严重事故缓解策略-法国1300 MWe压水堆系列正在进行的定期安全审查的一些成果
机译:发生严重事故并增加安全壳泄漏的情况下,对KONVOI型压水堆电厂反应堆厂房环内条件的调查
机译:压水堆严重事故中注水对制氢的影响
机译:压水堆和压水堆核电厂二次系统管壁变薄的综合探讨
机译:在压水堆蒸汽发生器条件下,合金600和SA 302钢在环境中引起的开裂。
机译:316LN不锈钢在模拟压水堆原水环境中的应力腐蚀行为
机译:压水堆核反应堆环境中AISI 316L不锈钢的ZAC应力腐蚀敏感性评估压水堆核反应堆环境中AISI 316L HAZ不锈钢的应力腐蚀裂纹
机译:压水堆(压水堆)核电厂辅助给水泵的老化及使用寿命
机译:压水堆厂的反应堆水控制方法,低放射性浓度的压水堆厂和压水堆用燃料覆盖管
机译:包括降低高度的蒸汽生产装置的发电设施,应用于压水堆和压水堆反应堆
机译:具有降低高度的蒸汽发生装置的电厂及其在压水堆和压水堆反应堆中的应用
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