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陈立颖; 郭吉林; 刘伟;
清华大学核能技术设计研究院,北京100084;
核供热堆; 大型薄壁容器; 积累核设备; 位置; 标高; 水平度; 钢安全壳; 压力壳; 套装工艺;
机译:在SGV 480核反应堆安全壳钢板中建立不进行PWHT和预热的焊接工艺。
机译:焊接工艺 的建立 无 PWHT 和 预热 在 SGV 480 薄板的 核反应堆安全壳
机译:施工期间核反应堆安全壳钢衬穹顶的稳定性能
机译:核安全壳衬里钢衬腐蚀建模
机译:超级近沸腾反应堆:小型核反应堆的概念设计,向位于北极或北部偏远社区的加拿大部队基地提供区域供热和电能。
机译:反应堆安全壳表面裂缝无线监测系统
机译:用作反应堆安全壳的sa-738 Gr.B钢的力学性能和质子辐照行为研究
机译:防止先进的轻水反应堆的高压熔体喷射和直接安全壳加热导致的早期安全壳失效:先进的反应堆严重事故计划。
机译:反应堆安全壳设施的钢板混凝土结构,反应堆安全壳的内部结构和反应堆安全壳
机译:反应堆安全壳容器,具有反应堆安全壳容器的反应堆安全壳设备及其构造方法
机译:核的直接冷却水灌装系统反应堆安全壳
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