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孙英学;
中国核动力研究设计院;
反应堆; 压力容器; 承压热冲击; 裂纹; 断裂韧性; 应力强度因子; 失水事故;
机译:反应堆压力容器内加压热冲击国际比较评估研究概述(RPV PTS ICAS)
机译:压力容器钢K {sub}(Ic)/ K {sub}(Ia)断裂韧性数据库的威布尔统计模型,用于核反应堆压力容器的加压热冲击评估
机译:压力容器用钢的K_(Ic)/ K_(Ia)断裂韧性数据库的威布尔统计模型及其在核反应堆压力容器的加压热冲击评估中的应用
机译:用于评估压力热冲击条件下反应堆压力容器完整性的CFD工具。湍流模型和网格细化对PTS瞬态过程中容器热负荷的影响
机译:考虑到概率确定性筛选和不确定性分析,评估由于加压热冲击导致的压力容器故障。
机译:Kori单元1的反应堆压力容器拆除职业Alara规划
机译:压水堆极端事故下反应堆压力容器的热失效:分析和改进建议
机译:1995年4月3日至7日,保加利亚索非亚,Kozloduy Npp装置1-4反应堆压力容器的pTs评估专家审查热工水力和结构分析的报告
机译:用于制造核电站的压水反应堆的压力容器的方法,核电站的压水反应堆的压力容器以及多壁压力容器用于上述目的的用途
机译:承压和承压零件的拉伸热连接方法
机译:反应堆压力容器和反应堆压力容器管板的热控制系统
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