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于红; 刘汀; 程诗思; 李兰;
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室;
宁边; 核事故; 应急计划区和距离; 跨国紧急情况; 应急准备;
机译:1000 MWe和500 MWe快速增殖反应堆金属(FBR-M)堆芯无保护性流失事故分析的比较研究及其固有安全性
机译:印度540 MWe PHWR反应堆冷却剂通道及其内部的实验和分析动力学分析。
机译:300 MWe压水堆中环运行过程中残留热量去除系统的损失分析
机译:1400 MWE核电站反应堆冷却剂泵叶轮疲劳分析
机译:基于历史民用核事故的核反应堆状态分析仪。
机译:使用热重分析(TGA)扫描电子显微镜(SEM)和X射线断层扫描(XRT)研究A级堆(PGA)核石墨的氧化行为
机译:1000 MWE液态金属快速饲养反应堆后续研究:任务II和III的报告。 1000 MWE LMFBR的参考概念设计。第三卷。安全性和控制分析。
机译:255 mwe高级钠石墨反应堆的燃料燃烧研究
机译:核安保装置,用于在铁心例如铁芯完全熔化的过程中使用。核事故后的核反应堆,其衬里底部覆盖有抵抗材料,以防止达到核材料的临界质量
机译:核反应堆核事故的应急冷却系统
机译:发生核事故时确保核反应堆安全的安排
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