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董治国; 潘金钊; 何正熙;
中国核电工程有限公司采购部,北京1100840;
中国核能湖南桃花江核电有限公司设备处,益阳413000;
中国核动力研究设计院,成都610041;
堆芯冷却监测系统; 核安全级; 软件; 开发; VV;
机译:通过使用附加信息读取前核中子通量监测系统来读取WWER有源堆芯功率参数的方法
机译:无反应堆和堆芯冷却的情况下,HTGR的自发稳定-使用HTTR进行的安全演示测试:反应性控制和堆芯冷却的损失
机译:水冷式水冷动力堆核电厂应急堆芯冷却系统两级喷射器扬程特性的计算和实验研究
机译:秦山600兆瓦核电站的定址后长期堆芯冷却
机译:氟化盐冷却的卵石床核反应堆堆芯中的传热。
机译:秦山第三核电站重水堆工作人员of内部暴露剂量监测
机译:堆芯快速排出的结构和热设计:堆芯任何强制冷却失败后,带有球形燃料元件的高温反应堆对后期散热的贡献
机译:计算包含冷却剂核沸腾的spERT II核反应堆堆芯的功率瞬变
机译:核燃料核常数制备方法,使用核常数制备方法的堆芯设计方法,核燃料核常数制备设备和使用核常数制备设备的堆芯设计设备
机译:核燃料核常数的生产方法,使用核常数生产方法的反应堆芯设计方法,核燃料的核常数生产系统以及使用核常数生产系统的反应堆芯设计系统
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
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