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申请号
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分类
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中文题名
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出版年代
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| H-057-001
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反应堆和核电厂
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中子慢化理论
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1949
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| H-057-002
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反应堆和核电厂
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法国原子反应堆的温度测量
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1950
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| H-057-003
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反应堆和核电厂
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均匀钚堆水平测量和规程
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1958
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| H-057-004
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反应堆和核电厂
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EL4反应堆的功率控制、温度和流的模拟研究
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1966
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| H-057-005
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反应堆和核电厂
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重水堆铁-混凝土横向保护实验研究
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1967
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| H-057-006
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反应堆和核电厂
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EL4反应堆启动时用中子半导体探测器测量中子通量分布
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1967
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| H-057-007
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反应堆和核电厂
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1966年6-11月法国原子能委员会化学部半年度报告
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1967
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| H-057-008
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反应堆和核电厂
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蒙特卡罗计算中称重法的理论原理
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1967
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| H-057-009
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反应堆和核电厂
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非正式运行后停堆反应堆的γ活度和剩余功率
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1967
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| H-057-010
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反应堆和核电厂
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裂变产物活度的计算编码
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1967
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| H-057-011
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反应堆和核电厂
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称重系统在蒙特卡罗计算中的几种应用
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1967
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| H-057-012
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反应堆和核电厂
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通过飞行时间对传输实验中引起共振中子的分析方法及这些方法在IBM7094Ⅱ计算上的自动化
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1967
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| H-057-013
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反应堆和核电厂
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适合于AGR型反应堆的CO2直接循环
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1967
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| H-057-014
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反应堆和核电厂
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石墨反应堆上部热屏蔽层的热中子通量和加热
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1967
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| H-057-015
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反应堆和核电厂
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EL3反应堆描述及安全分析报告
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1969
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| H-057-016
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反应堆和核电厂
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Triton堆的描述
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1967
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| H-057-017
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反应堆和核电厂
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反应堆动力学模拟研究应用的刻度范围自动控制
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1967
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| H-057-018
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反应堆和核电厂
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借助脉冲中子源使R堆燃料稍有浓缩的研究
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1962
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| H-057-019
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反应堆和核电厂
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联合堆辐照能量沉积测量的量热计技术的理论与实验研究
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1962
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| H-057-020
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反应堆和核电厂
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用γ摄谱术进行裂变产物的定量分析
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1962
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| H-057-021
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反应堆和核电厂
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测量超低反应性使用的某些方法准确度分析
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1962
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| H-057-022
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反应堆和核电厂
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水冷堆外壳断裂探测器
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1962
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| H-057-023
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反应堆和核电厂
|
梅吕齐纳Ⅱ堆的控制设备
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1963
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| H-057-024
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反应堆和核电厂
|
G2/G3堆：燃料元件的剩余功率
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1966
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| H-057-025
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反应堆和核电厂
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海上运输成本的数学模型，对核容器的广泛应用
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1966
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| H-057-026
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反应堆和核电厂
|
核反应堆控制的功率-周期计算装置的发展
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1966
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| H-057-027
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反应堆和核电厂
|
重水反应堆的快中子通量
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1966
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| H-057-028
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反应堆和核电厂
|
16N在核电厂中的应用
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2003
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| H-057-029
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反应堆和核电厂
|
有关核反应堆临界计算的混合蒙特卡罗-宿命论方法
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2004
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| H-057-030
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反应堆和核电厂
|
蒸汽发生器和热交换器流动诱导结构振动设计标准的发展
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2004
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| H-057-031
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反应堆和核电厂
|
DⅢ-D的一体化先进托卡马克运行
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2002
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| H-057-032
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反应堆和核电厂
|
先进聚变技术研究与发展
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2003
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| H-057-033
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反应堆和核电厂
|
模块氦堆在氢生产中的应用
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2003
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| H-057-034
|
反应堆和核电厂
|
2001年国际原子能机构技术合作报告
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2003
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| H-057-035
|
反应堆和核电厂
|
2002年国际原子能机构技术合作报告
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2001
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| H-057-036
|
反应堆和核电厂
|
2002年国际原子能机构年度报告(A)
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2003
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| H-057-037
|
反应堆和核电厂
|
2002年国际原子能机构年度报告(C)
|
2003
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| H-057-038
|
反应堆和核电厂
|
2002年国际原子能机构年度报告(F)
|
2003
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| H-057-039
|
反应堆和核电厂
|
2002年国际原子能机构年度报告(R)
|
2003
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| H-057-040
|
反应堆和核电厂
|
2002年国际原子能机构年度报告(S)
|
2003
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| H-057-041
|
反应堆和核电厂
|
核反应堆燃料循环实施钍的协商会议：潜在利益和挑战
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2004
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| H-057-042
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反应堆和核电厂
|
研究堆在延长停堆时的安全考虑
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2004
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| H-057-043
|
反应堆和核电厂
|
核电厂仪表和控制系统的管理现代化
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2004
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| H-057-044
|
反应堆和核电厂
|
先进堆系统高温流动的基础热流体物理
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2002
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| H-057-045
|
反应堆和核电厂
|
科兹洛杜伊核电厂的风险评价
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2002
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| H-057-046
|
反应堆和核电厂
|
日本研究堆降低浓缩计划的状况
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1998
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| H-057-047
|
反应堆和核电厂
|
1998年高通量堆燃料循环状况
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1998
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| H-057-048
|
反应堆和核电厂
|
俄罗斯钚生产堆转换使用低浓铀的可能性研究
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1998
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| H-057-049
|
反应堆和核电厂
|
研究堆高铀密度燃料中弥散雾化颗粒均匀的改进
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1998
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| H-057-050
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反应堆和核电厂
|
TRIGA/IPR-R1堆燃料用铀锆合金的发展
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1998
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| H-057-051
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反应堆和核电厂
|
研究堆统一标准燃料元件的发展
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1998
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| H-057-052
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反应堆和核电厂
|
铀金属成为研究堆燃料制造的新标准
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1998
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| H-057-053
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反应堆和核电厂
|
WWR-M燃料的试验方法和某些结果
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1998
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| H-057-054
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反应堆和核电厂
|
JRR-4堆低浓铀堆芯的性能试验
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| H-057-055
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反应堆和核电厂
|
IPEN核能研究所在IEA-R1研究堆上进行燃料辐照的实验
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| H-057-056
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反应堆和核电厂
|
布达佩斯研究堆的经验计算和蒙特卡罗计算
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| H-057-057
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反应堆和核电厂
|
布达佩斯研究堆低浓铀转化的中子学可能性研究
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1998
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| H-057-058
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反应堆和核电厂
|
MARIA研究堆中子计算方法和编码
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1998
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| H-057-059
|
反应堆和核电厂
|
波兰MARIA研究堆低浓铀中子学可能性研究
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1998
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| H-057-060
|
反应堆和核电厂
|
IR-8研究堆低浓铀转化的中子学可能性研究
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1998
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| H-057-061
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反应堆和核电厂
|
乌兹别克斯坦WWR-SM研究堆低浓铀转化的中子可能性研究
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1998
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| H-057-062
|
反应堆和核电厂
|
捷克研究堆用低浓铀转化成高浓铀
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1998
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| H-057-063
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反应堆和核电厂
|
CARR燃料设计中的问题
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1998
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| H-057-064
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反应堆和核电厂
|
FRM-Ⅱ高浓铀和低浓铀设计的瞬态分析
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1998
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| H-057-065
|
反应堆和核电厂
|
阿普萨拉堆的整修、堆芯转换和安全分析
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1998
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| H-057-066
|
反应堆和核电厂
|
俄罗斯生产堆的高浓铀堆芯的转换：对国际RERTR规范的主要冲击
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1998
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| H-057-067
|
反应堆和核电厂
|
CRCN/CNEN-PE的多用研究堆的研究
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1998
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| H-057-068
|
反应堆和核电厂
|
IEA-R1研究堆乏燃料运回到美国的经验
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1998
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| H-057-069
|
反应堆和核电厂
|
不管是否形成氧化膜的卷起燃料板中横向功率分布影响分析
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1998
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| H-057-070
|
反应堆和核电厂
|
IEA-R1研究堆改进的堆芯计算
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1998
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| H-057-071
|
反应堆和核电厂
|
已转换IEA-R1m研究堆应急堆芯冷却系统的发展
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1998
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| H-057-072
|
反应堆和核电厂
|
JRR-4低浓铀堆芯的中子学特征
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1998
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| H-057-073
|
反应堆和核电厂
|
已转换并改进的PARR-1堆的性能评价
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1998
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| H-057-074
|
反应堆和核电厂
|
RECH-1堆芯转换的安全问题
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1998
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| H-057-075
|
反应堆和核电厂
|
核能生产的经济学：反应堆和燃料循环
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2003
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| H-057-076
|
反应堆和核电厂
|
实验和技术开发反应堆
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2003
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| H-057-077
|
反应堆和核电厂
|
Ignalina核电厂外径325毫米奥氏体管道晶间应力腐蚀裂纹
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2003
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| H-057-078
|
反应堆和核电厂
|
核电厂设备脆裂评价用的堆压力容器材料数据库
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2003
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| H-057-079
|
反应堆和核电厂
|
经济合作与发展组 HRP项目轻水堆结构材料夏季学校
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2002
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| H-057-080
|
反应堆和核电厂
|
第13届原子能研究会议会议录
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033
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| H-057-081
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反应堆和核电厂
|
科学服务于人民，国际原子能机构发展的技术合作
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2002
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| H-057-082
|
反应堆和核电厂
|
Jules Horowitz反应堆，基本设计
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2002
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| H-057-083
|
反应堆和核电厂
|
2004年欧洲核学会研究堆燃料管理：会刊
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2004
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| H-057-084
|
反应堆和核电厂
|
研究堆和试验堆降低铀浓缩度
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2004
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| H-057-085
|
反应堆和核电厂
|
IRR-1堆高浓铀基准计算和低浓铀初步计算
|
2004
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| H-057-086
|
反应堆和核电厂
|
研究堆和试验堆降低铀浓缩度计划状况和进展
|
2004
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| H-057-087
|
反应堆和核电厂
|
SAFARI-1堆向低浓铀硅化物燃料转换的技术-经济研究
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2004
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| H-057-088
|
反应堆和核电厂
|
FRM-Ⅱ堆高浓铀设计与选择低浓铀设计的比较
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2004
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| H-057-089
|
反应堆和核电厂
|
由于重水从反射层罐进入APSARA堆转化堆芯引起假想反应性瞬态的参数研究
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2004
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| H-057-090
|
反应堆和核电厂
|
日本研究堆降低铀浓缩度计划情况
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2004
|
| H-057-091
|
反应堆和核电厂
|
研究堆和试验堆降低铀浓缩度
|
1995
|
| H-057-092
|
反应堆和核电厂
|
福特核反应堆硅化物燃料在长寿命燃料元件方面的应用
|
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| H-057-093
|
反应堆和核电厂
|
基于裂纹增长分析的堆芯套筒结构完整性评价的研究
|
2003
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| H-057-094
|
反应堆和核电厂
|
RBMK-1500堆芯安全分析方法和轻水堆严重事故时堆芯熔化物冷却能力研究
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2003
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| H-057-095
|
反应堆和核电厂
|
电力发射的SO2和NOX
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2003
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| H-057-096
|
反应堆和核电厂
|
丹麦国家清单报告，在联合国气候变化柜架协议下提交的报告，1990～2001年
|
2003
|
| H-057-097
|
反应堆和核电厂
|
在下封头蒸汽爆炸后用GENFLO编码对BWR堆芯的再临界计算
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2002
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| H-057-098
|
反应堆和核电厂
|
2003年丹麦核动力和核安全
|
2004
|
| H-057-099
|
反应堆和核电厂
|
核电厂维修的效率和关系
|
2001
|
| H-057-100
|
核燃料和核材料
|
铀-石墨晶格指数实验
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1958
|
| H-057-101
|
核燃料和核材料
|
含铀油母页岩的热处理
|
1959
|
| H-057-102
|
核燃料和核材料
|
铀矿石的干处理研究
|
1959
|
| H-057-103
|
核燃料和核材料
|
用离子交换从页岩侵蚀液体中回收铀
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1959
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| H-057-104
|
核燃料和核材料
|
石墨和重水纯度的测量
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1959
|
| H-057-105
|
核燃料和核材料
|
通过天然铀换能器在快中子通量测量中的应用校正阈值探测器
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1967
|
| H-057-106
|
核燃料和核材料
|
烧结铀和钚的氧化铀，碳化物和氮化物制备金属石墨
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1967
|
| H-057-107
|
核燃料和核材料
|
用干涉测量法进行铀的同位素分析
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1962
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| H-057-108
|
核燃料和核材料
|
干旱地带铀地球化学勘探实验
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1962
|
| H-057-109
|
核燃料和核材料
|
钚的高分辨率光谱研究
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1962
|
| H-057-110
|
核燃料和核材料
|
辐照石墨中贮存能量测量
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1962
|
| H-057-111
|
核燃料和核材料
|
通过热扩散浓缩氚
|
1966
|
| H-057-112
|
核燃料和核材料
|
对辐照铀氧化物形成裂变气体解吸研究的贡献
|
1966
|
| H-057-113
|
核燃料和核材料
|
在400-600℃下铌在流态钠中的腐蚀
|
1966
|
| H-057-114
|
核燃料和核材料
|
IAEA收到某些成员国关于核材料出口指南的通信
|
2003
|
| H-057-115
|
核燃料和核材料
|
分离和嬗变系统用固体和流态燃料的审评技术会议
|
2003
|
| H-057-116
|
核燃料和核材料
|
CERCA的低浓铀燃料发展
|
1998
|
| H-057-117
|
核燃料和核材料
|
高密度铀合金弥散型燃料的辐照后检验
|
1998
|
| H-057-118
|
核燃料和核材料
|
低浓铀弥散型燃料应用的高密度γ相铀合金的设计
|
1998
|
| H-057-119
|
核燃料和核材料
|
美国RERTR先进燃料发展计划：1999年
|
1998
|
| H-057-120
|
核燃料和核材料
|
智利核能委员会开始低浓铀燃料元件制造
|
1988
|
| H-057-121
|
核燃料和核材料
|
用雾化U3Si2制造板型燃料
|
1998
|
| H-057-122
|
核燃料和核材料
|
用可延性铀合金生产燃料粉末
|
1998
|
| H-057-123
|
核燃料和核材料
|
镁基质燃料板包壳与6061铝合金的兼容性和发展
|
1998
|
| H-057-124
|
核燃料和核材料
|
在低辐照温度下铀-10wt.%钼合金溶胀行为的实验和计算
|
|
| H-057-125
|
核燃料和核材料
|
为生产金属铀使UF6向UF4转化的选择路线
|
1998
|
| H-057-126
|
核燃料和核材料
|
核燃料循环首端浓缩铀纯化和转化成金属
|
1998
|
| H-057-127
|
核燃料和核材料
|
美国能源部运输国外研究堆乏核燃料的操作经验
|
1998
|
| H-057-128
|
核燃料和核材料
|
南美transnucleaire运输MTR燃料的经验及新TN-MTR包装状况
|
1998
|
| H-057-129
|
核燃料和核材料
|
萨凡纳河场地完成及时收到国外研究堆乏核燃料
|
1998
|
| H-057-130
|
核燃料和核材料
|
第4代系统的燃料和循环
|
2003
|
| H-057-131
|
核燃料和核材料
|
气体冷却剂核系统材料的研究与发展要求：HTR/VHTR和GFR
|
2003
|
| H-057-132
|
核燃料和核材料
|
根据欧洲标准PrEN13445-3和俄罗斯SniP 2.05.06-85标准评价管道源
|
2003
|
| H-057-133
|
核燃料和核材料
|
用等离子体进行聚乙烯表面改性
|
2003
|
| H-057-134
|
核燃料和核材料
|
温度和湿度对干贮存铝基反应堆燃料包壳腐蚀的影响
|
2004
|
| H-057-135
|
核燃料和核材料
|
世界研究堆乏燃料现状
|
2004
|
| H-057-136
|
核燃料和核材料
|
乏燃料贮存和运输用的燃耗可信度
|
2004
|
| H-057-137
|
核燃料和核材料
|
有缺欠燃料小型板在实验回路中辐照的行为
|
2004
|
| H-057-138
|
核燃料和核材料
|
研究堆燃料用的U3Si2/U3Si的雾化
|
2004
|
| H-057-139
|
核燃料和核材料
|
以增加燃料成份浓度为条件的燃料元件制造
|
2004
|
| H-057-140
|
核燃料和核材料
|
PH值对镍合金应力腐蚀裂纹和腐蚀性能的影响
|
2002
|
| H-057-141
|
核燃料和核材料
|
在正常气氛条件下和降低条件下用同位素稀释法测定UO2，以233U掺杂的UO2和乏燃料的溶解率
|
22003
|
| H-057-142
|
核燃料和核材料
|
高中子剂量辐照重结晶锆-2合金包壳微结构的特征
|
2003
|
| H-057-143
|
核燃料和核材料
|
在延缓氢化物裂纹条件下阻止裂纹增长末端氢化物结构的观察
|
2003
|
| H-057-144
|
安全、事故、辐射防护和环境
|
在功率提高和第1次50MW运行时OSIRIS堆的辐射防护，辐射防护测量
|
1967
|
| H-057-145
|
安全、事故、辐射防护和环境
|
对气溶胶光度计研究的贡献，在过滤器效率测量中的应用
|
1968
|
| H-057-146
|
安全、事故、辐射防护和环境
|
法国马库尔的辐照燃料去壳或放射元素操作设备的保健物理
|
1966
|
| H-057-147
|
安全、事故、辐射防护和环境
|
中国第2次核爆炸后法国的放射性沉降物：大气输运过程
|
1966
|
| H-057-148
|
安全、事故、辐射防护和环境
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校正行动394单元终结报告：内华达试验场12号，18号和29号区流出/排放场地
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2003
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| H-057-149
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安全、事故、辐射防护和环境
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工作场所的辐射监测和污染
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2004
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| H-057-150
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安全、事故、辐射防护和环境
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个人监测
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2004
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