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余儒宏;
中国核动力院;
反应堆; 冷却系统; 核电站; 秦山;
机译:核电站反应堆冷却剂系统材料的腐蚀行为
机译:带有钠冷却剂的快速反应堆的核电厂的热力学,物理化学和技术
机译:秦山二期核电站严重事故覆层氧化行为分析
机译:秦山核电三期(重水反应堆)核电厂滤池的安全管理
机译:可燃中子吸收材料的冷却剂溶解度:一种热力学处理,可支持先进的CANDU反应堆燃料。
机译:开发自动化化学控制系统二次冷却液回路坎杜核电反应堆
机译:第三秦山核电站重型反应堆工氚内曝光剂量监测
机译:轻水反应堆冷却剂损失事件期间主冷却系统内的热流体动力学行为。罗莎一号排污试验最终报告。
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:用于将冷却剂紧急供应到布置在核电站反应堆容器中的燃料棒的管道关闭装置和装置
机译:反应堆冷却剂系统降压系统与具有相同功能的核电站
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