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赵望凤;
中国核工业总公司;
华昌建设公司;
秦山核电站; 安全壳; 反应堆; 工程测量; 钢束; 予应力; 安全防护; 圆筒状;
机译:带有VVER反应堆的核电站发生超出设计基准的事故时,预应力安全壳失效的可能性分析
机译:秦山核电站第三期反应堆基础断裂特征研究
机译:秦山核电站地表土壤中不可交换有机束氚活性的分布
机译:秦山核电站600MWe反应堆设计中的两项重要的与安全有关的验证测试
机译:墨西哥韦拉克鲁斯州拉古纳维德核电站的反应堆级MOX / UOX燃料估算了BWR堆芯护罩和容器壁中辐射诱发的钢脆性。
机译:信任如何影响对核电站(NPP)的接受程度:对中国秦山核电站居民的一项调查
机译:第三秦山核电站重型反应堆工氚内曝光剂量监测
机译:在Chooz,Fessenheim和Tihange核电站的反应堆安全壳中记录的大气污染水平
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:静态反应堆安全壳冷却系统和核电站
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