首页> 外文OA文献 >Reactor primary coolant system pipe rupture study method for detection of sensitization in stainless steel. Progress report No. 42, October--December 1977. BWR

【2h】

Reactor primary coolant system pipe rupture study method for detection of sensitization in stainless steel. Progress report No. 42, October--December 1977. BWR

机译：反应堆初级冷却剂系统管破裂研究，用于检测不锈钢敏化。 1977年10月42日的进度报告。BWR

代理获取

本网站仅为用户提供外文OA文献查询和代理获取服务，本网站没有原文。下单后我们将采用程序或人工为您竭诚获取高质量的原文，但由于OA文献来源多样且变更频繁，仍可能出现获取不到、文献不完整或与标题不符等情况，如果获取不到我们将提供退款服务。请知悉。

页面导航

著录项
引文网络
相似文献
相关主题

著录项

作者

展开▼
作者单位

展开▼
年度 1978
总页数
原文格式 PDF
正文语种
中图分类

相似文献

外文文献
专利

1. Experimental determination of flow accelerated corrosion in bend and straight sections of carbon steel primary coolant feeder pipes in pressurised heavy water reactor system [J] . P. Madasamy, H. Subramanian, T. V. Krishna Mohan, Corrosion Engineering, Science and Technology . 2011,第4期

机译：加压重水反应器系统中碳钢初冷却液进料管弯头和直管段流动加速腐蚀的实验测定
2. Studies on the Seismic Buckling Design Guideline of FBR Primary Coolant Systems (2nd Report, Analytical Studies on Subharmonic Vibration of Clamped-free Thin Cylindrical Shells Immersed in Fluid under Horizontal Excitation) [J] . Mayumi FUKUYAMA, Masaki NAKAGAWA, Takeshi YASHIRO 日本機械学会論文集. A編 . 1999,第633期

机译：FBR主冷却系统的抗震屈曲设计准则研究（第二份报告，水平激励下浸没在流体中的无夹紧薄圆柱壳次谐波振动的分析研究）
3. A study on the removal of impurities in a SP-HyBRID decontamination wastewater of the primary coolant system in a pressurized water reactor [J] . Jung J. Y., Eun H. C., Park S. Y., Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry: An International Journal Dealing with All Aspects and Applications of Nuclear Chemistry . 2018,第2期

机译：加压水反应器中初级冷却剂系统SP杂交净化废水中去除杂质的研究
4. Study on the magnetic lapping method for inside surface of stainless steel pipe utilizing lapping tape (2nd report) [C] . Koichi Kitajima, Shuichi Kato, Takaaki Tottori, 砥粒加工学会学術講演会 . 2000

机译：利用研磨胶带（第2报告）的不锈钢管内表面磁磨削方法研究
5. Reactor primary coolant system pipe rupture study. Progress report No. 38, October--December 1976. BWR [O] . 1977

机译：反应堆初级冷却剂系统管道破裂研究。 1976年10月38日的进度报告。BWR

Reactor primary coolant system pipe rupture study method for detection of sensitization in stainless steel. Progress report No. 42, October--December 1977. BWR

著录项

引文网络

相似文献

相关主题

期刊订阅