核科学与工程
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2020年2期
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反应堆工程
第三代压水堆核电站CAP1400 1E级壳内电缆附件研制及鉴定试验
基于多节点模型的液态熔盐堆堆芯功率控制
水冷反应堆类四边形子通道超临界热传递熵产规律研究
点堆随机动力学微分方程的推导
核聚变
液态金属冷却反应堆主容器双向密封特性分析
双功能液态锂铅包层氚增殖性能分析
真空环境下燃料组件压紧弹簧疲劳应力松弛研究
乏燃料公路运输事故条件下放射性核素弥散模型研究
GDT聚变中子源氚燃料循环初步设计与分析
ITER极向场线圈维修过程及照射剂量虚拟仿真
核安全
基于欧拉方法的核素近海迁移计算
锆合金表面耐事故涂层研究进展
氢气迁移扩散二维模型分析
基于PARCS和RELAP5程序的AP1000弹棒事故计算分析
“华龙一号”机组110 V A列仪控电源失电事故后果及控制策略研究
核电厂
某核电厂柴油发电机橡胶密封圈老化行为及寿命分析
CFETR真空室超压保护系统管道设计与优化
抗流致振动的压水堆控制棒导向筒阻流板设计与数值分析
迷宫型节流件压降的数值模拟研究
核电厂总平面设计分析研究
——基于福岛事故改进及运营经验分析
核燃料
DFT模拟铂催化肼的分解过程
堆芯探测器组件拆除操作时间的参数化研究
CANDU堆通过冷却剂133Xe浓度趋势查找破损燃料
