机译:核反应堆安全壳的长期行为分析
Czech Technical University in Prague, Faculty of Civil Engineering, Department of Mechanics, Thakurova 7, 166 29 Praha 6, Czech Republic;
机译:了解在严重轻水核反应堆(LWR)事故期间在实际安全壳条件下缓解氢的被动式自动催化重组器(PAR)的操作行为
机译:核反应堆混凝土安全壳的长期湿热性能-测量设置,原位采样和湿气通量计算的实验室评估
机译:核反应堆预应力混凝土遏制大厦的失效压力分析
机译:核动力堆安全壳水压机与成型模具的耦合分析
机译:反应堆安全壳中碘行为的全局模型。
机译:长期暴露于电子围护系统对家猫行为和福利的影响
机译:了解在严重的轻水核反应堆(LWR)事故期间在实际安全壳条件下缓解氢的被动式自动催化重组器(PAR)的运行行为