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石兴伟; 曹欣荣; 赵国志;
哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室;
黑龙江哈尔滨150001;
环境保护部核与辐射安全中心;
北京100082;
核安全; 严重事故程序; 锆合金包壳; 氧化仿真模型;
机译:轻水反应堆核级变形FeCrAl燃料包壳的研制与性能评估
机译:轻水反应堆冷却剂管道材料高温拉伸和蠕变性能的严重事故评估
机译:轻水反应堆中潜在的可容忍事故的燃料包壳系统的最新研究
机译:使用高级钢作为轻水反应堆中耐事故燃料包壳的近期实施方案
机译:反应堆燃料包壳材料的应力腐蚀开裂及其可靠性寿命评估
机译:轻水小型模块化反应堆成本的专家评估
机译:熔盐反应堆与轻水反应堆的安全性评估
机译:水反应堆安全研究信息会议(第10次)。第2卷。轻水反应堆瞬态分析。燃料行为和裂变产物释放。严重事故评估。严重事故序列分析。
机译:氧化铝形成的双相不锈钢,用作轻水反应堆的耐事故燃料包壳材料
机译:放射性捕获系统,用于限制轻水反应堆的严重事故
机译:用于抑制轻水反应堆(LWR)中严重事故的放射性捕获系统和方法
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