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机译:耐事故燃料包壳材料对欧洲加压反应堆堆芯中子特性的影响
Natl Ctr Nucl Res, Ul Andrzeja Soltana 7, PL-05400 Otwock, Poland;
Natl Ctr Nucl Res, Ul Andrzeja Soltana 7, PL-05400 Otwock, Poland;
Fuel cladding; Nuclear reactor; EPR; Neutronic; Accident tolerant fuel;
机译:评估CANDU反应堆耐事故燃料和熔覆层的中子学特性
机译:评估CANDU反应堆耐事故燃料和包壳的中子学特性
机译:冷却液流失事故期间含事故容性燃料的三回路压水反应堆的最高包层温度预测
机译:加压水反应器中碳化硅包覆耐燃油组合的中性分析
机译:奥氏体Fe-Cr-Ni合金的表面硬化,用于耐用的核燃料包层
机译:使用液芯光纤的高灵敏度温度传感器纤芯和包层材料之间的折射率差很小
机译:评估意外耐用燃料的中性特征和蜡烛反应堆的熔接