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7篇 您的检索式：作者名="STARFLINGER C"

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		题名	作者	年代	出处	被引量
	1	Fuel Assembly Design Study for A Reactor with SupercriticalWater显示文摘	Hofmeister J Waata C Starflinger J	2007	Nuclear Engineering and Design2007，237，14：	1
	2	Fuel assembly design study for a reactor with supercritical water显示文摘	Hofmeister J Waata C Starflinger J	2007	Nuclear Engineering and Design2007，，237：	1
	3	Fuel assembly design study for a reactor with supercritical water显示文摘	HOFMEISTER J WAATA C STARFLINGER J	2007	Nuclear Engineering and Design2007，237，：	1
	4	Fuel assembly design study for a reactor with supercritical water 显示文摘	Hofmeister J Waata C Starflinger J	2007	Nuclear Engineering and Design2007，237，：	1
	5	Fuel assembly design study for a reactor with supercritical water显示文摘	HOFMEISTER J WAATA C STARFLINGER C	2007	Nuclear Engineering and Design2007，237，：	1
	6	Fuel assembly design study for a reactor with supercritical water显示文摘	HOFMEISTER J WAATA C STARFLINGER J	2007	Nuclear Engineering and Design2007，237，14：	1
	7	HPLWR反应堆设计概念显示文摘高性能轻水堆(HPLWR)是第四代国际论坛6种核能系统中的一种。HPLWR具有三流程的热中子谱堆芯,由超临界水冷却和慢化,反应堆人口压力为25MPa,温度为280℃的超临界水流经堆芯直到堆芯出口被加热到500℃。已经用计算机辅助设计(CAD)完成了HPLWR的慨念设计,给出了所有反应堆部件的详细视图,例如反应堆压力容器、堆芯吊篮、反射层、堆芯上方和底部的上下部混合室、控制捧导向管、带有控制捧的燃料组件详图。这些部件的设计能够确保在换料大修进行燃料组件的更换期间可以很容易地拆卸。组件的详细情况将依次在以下各节描述。所有反应堆部件都必须在正常运行和部分负荷运行期间经受不同的热载荷和压力载荷。所选部件的机械稳定性已经用德国KTA标准进行了验证。	Koehly C Schulenberg T Starflinger J	2010	国外核动力2010，31，4：	0

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