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厉日竹; 王金海; 李笑天; 吴莘馨;
清华大学核能技术设计研究院;
核供热堆; 非能动安全系统; 主回路系统; 余热排出系统; 注硼系统; 设计; 安全性能;
机译:在国际热核实验堆中快速建立核风险中央安全系统的原型
机译:核域的生态接口设计:在沸水反应堆工厂模拟器二次子系统中的应用
机译:ASTEC,MELCOR和MAAP计算机代码在装有PCFV和PAR系统的压水堆安全壳热液压分析中的应用
机译:非马尔可夫系统可靠性评估的遗传算法阶段优化设计:在核安全系统中的应用
机译:被动安全系统模型的实验验证:在氟化物盐冷却的高温反应堆的设计和优化中的应用。
机译:一种工程化的大肠杆菌酪氨酰-tRNA合成酶可将非天然氨基酸定点掺入蛋白质中进行真核翻译并在无小麦生殖细胞系统中应用
机译:燃尽分布的轴向轮廓在乌克兰VVER反应堆乏核燃料存储系统核安全分析中的应用
机译:核安全应用于空间动力反应堆系统。
机译:非能动堆腔冷却系统
机译:核反应堆非能动排热系统
机译:核燃料核常数的生产方法,使用核常数生产方法的反应堆芯设计方法,核燃料的核常数生产系统以及使用核常数生产系统的反应堆芯设计系统
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