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机译:使用HTTR进行安全演示测试期间的冷却剂化学特性
Department of HTTR Project, Japan Atomic Energy Research Institute: 3607 Narita, Oarai, Higashi-ibaraki, Ibarki, 311-1394 Japan;
机译:高温工程测试反应堆(HTTR)安全演示测试的第一阶段计划
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:HTTR(高温工程试验堆)一次氦气冷却液的化学特性研究
机译:使用HTTR的GTHTR和安全示范测试程序的安全特性
机译:通过统计测试为安全关键型军用航空电子系统演示软件可靠性。
机译:开菲尔发酵乳制品的许多方面:质量特征风味化学营养价值健康益处和安全性
机译:开发适当的模型以验证HTTR核试验设施的设计安全裕度
机译:BWR(沸水反应堆)1%主循环管路断裂LOCa(冷却液失效事故)测试,RUN 917和918,没有HpCs(高压核心喷雾)在ROsa-III(安全评估装备)计划。小断裂LOCa中aDs(自动减压系统)延迟的影响