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2017年2期
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国际合作为核安全“十三五”规划实施做好支撑和服务
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压力容器外部冷却系统流道结构和流动参数对流场的影响分析
一种基于概率论的破前漏分析方法介绍
事故工况下壁面油污和锈斑对钢制安全壳潜在失效影响分析
田湾核电厂3、4号机组风险指引型防水淹设计改进措施研究
核电厂薄壁大直径贮水容器负压变形事件经验反馈
英国通用设计审查(GDA)初探
核电厂数字化仪控系统信息安全监管要求探讨
矩形通道内脉动湍流流动特性实验研究
堆芯下支承板应力评定等效模型的适用性研究
基于三维输运方法的压水堆主冷却剂16N源项计算分析
基于BP神经网络的核电厂核安全文化评级模型研究
核电厂应急柴油发电机组修改试验启动方式的分析和讨论
基于菲克定律和传热传质相似原理的含不凝气体冷凝换热研究
基于表面改性技术的PCS强化换热效果分析