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梅启智;
清华大学核能技术设计研究院;
供热堆; 堆芯裸露; 事故分析; 反应堆;
机译:严重堆芯损坏事故中轻水反应堆裸露堆芯的热工液压,(IV)使用SEFDAN代码分析TMI-2事故中的堆芯损坏行为
机译:严重堆芯损坏事故中轻水反应堆裸露堆芯的热工液压,(III)电力爆炸装置分析严重燃料损坏1-1用SEFDAN代码进行测试
机译:严重堆芯损坏事故中轻水堆裸露堆芯的热工水力,(I)模型的开发
机译:使用清洁发展机制(CDM)的200MW核加热反应堆提供的工艺蒸汽的经济环境影响分析
机译:利用小规模模型对高温反应堆棱柱堆芯旁路流动的初步研究。
机译:假设核研究反应堆事故的环境放射性表面污染评估
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:用于冷却堆芯并保护堆芯上混凝土结构的装置,该核芯由于事故而被熔化
机译:用于冷却堆芯并保护堆芯上的混凝土构造的装置,该核芯由于事故而被熔化。
机译:当核芯由于事故而开始熔化时用于冷却核反应堆芯并保护反应堆混凝土结构的装置
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