退出
我的积分:
中文文献批量获取
外文文献批量获取
张健; 盛天佑;
中国核工业集团有限公司,中国 北京 100822;
中国核电工程有限公司,中国 北京 100840;
严重事故; 熔融物堆内滞留; 沸腾换热; 临界热流密度;
机译:在严重事故期间,WER-600反应堆压力容器在皮质池逆分层和恶化的外部容器冷却条件下的热和变形行为特征。第1部分。严重事故期间,反熔分层和皮质池的炉内顶部冷却对WER-600反应堆压力容器上作用的热负荷的影响
机译:水套反应堆腔冷却系统概念,可减轻高温气冷堆的严重事故后果
机译:轻水堆严重事故期间钙-陶瓷相互作用的计算模型开发
机译:考虑持续内部压力的严重事故条件下压水堆反应堆压力容器下部的蠕变评估
机译:使用人工神经网络对严重事故条件下核反应堆燃料中挥发性裂变产物的释放进行建模
机译:uasb-Anmbr在心理疾病条件下治疗城市废水的水解和甲烷化:反应堆构型和接种的重要性
机译:原始反应堆安全壳在严重事故条件下的封闭性能
机译:严重事故条件下BWR(沸水反应堆)反应堆冷却系统的热工过程
机译:用于冷却核电站反应堆腔的注水系统
机译:冷却核电站反应堆腔的注水系统
抱歉,该期刊暂不可订阅,敬请期待!
目前支持订阅全部北京大学中文核心(2020)期刊目录。