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【2h】

The Heat Transport System in a Heavy Water Nuclear Reactor

机译：重水核反应堆中的热传输系统

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Arber Puci;
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年度 2021
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1. Characterisation of the oxide layer on carbon steel during hot conditioning of primary heat transport systems in heavy-water reactors [J] . Martin Bojinov, Krishna Gaonkar, Swati Ghosh, Corrosion science . 2009,第5期

机译：重水反应堆一次热传输系统热调节过程中碳钢上氧化物层的表征
2. Optimisation of the hot conditioning of carbon steel surfaces of primary heat transport system of Pressurized Heavy Water Reactors using electrochemical impedance spectroscopy [J] . M. Kiran Kumar, Krishna Gaonkar, Swati Ghosh, Journal of Nuclear Materials: Materials Aspects of Fission and Fusion . 2010,第1a3期

机译：电化学阻抗谱法优化加压重水反应堆一次热传输系统碳钢表面的热调节
3. Characterisation of pipe welds and HAZ in primary heat transport system piping of pressurised heavy water reactors [J] . P.K. Ghosh, P.K. Singh, K.K. Vaze, Science and Technology of Welding & Joining . 2004,第3期

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4. Machine learning based fault prediction system for the primary heat transport system of CANDU type pressurized heavy water reactor [C] . Ahsan S.N., Hassan S.A. International Conference on Open Source Systems and Technologies . 2013

机译：基于机器学习的CANDU型加压重水反应堆一次传热系统故障预测系统
5. A THEORETICAL STUDY OF ENERGETIC INTERACTIONS BETWEEN HIGH TEMPERATURE MOLTEN MATERIALS AND A LOW TEMPERATURE FLUID (FUEL-COOLANT, INTERACTION, VAPOR EXPLOSION, HEAVY WATER NUCLEAR REACTOR). [D] . CHEN, STEVE HSIU-HUNG. 1984

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7. REMI/HEAT COOL, a model for evaluation of core heat-up and emergency core spray cooling system performance for light-water-cooled nuclear power reactors [O] . Munthe Andersen J.G. 1973

机译：REmI / HEaT COOL，用于评估轻水冷却核动力堆核心加热和应急堆芯喷雾冷却系统性能的模型
8. Modeling the corrosion behaviors of the heat transport circuits of light water nuclear reactors. [R] . Bertuch, A., Macdonald, D. D., Pang, J., 1993

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