核科学与工程
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2020年5期
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反应堆工程
一种简单判定二次应力的方法
某型空间堆堆芯热工水力特性数值分析
“华龙一号”安全壳内气溶胶重力沉降特性研究
CFETR真空室超压保护系统管道设计与优化
基于浸没边界法的流固耦合模拟分析
熔盐冷却球床堆分流板结构优化设计
核电厂
风险指引型技术在核电厂维修策略优化中的应用探索
某核电厂辐照监督管运输容器的研制
长燃料循环对核电厂蒸汽发生器缝隙化学的影响及对策
不同破口尺寸下系统热工与安全壳耦合响应研究
压水堆核电厂新机组蒸汽发生器隐藏盐返回研究
ARE主给水隔离功能的运行技术规范管理分析
真空环境下燃料组件压紧弹簧疲劳应力松弛研究
核安全
基于现实的AP1000失去二次侧给水事故机理分析
严重事故下堆芯围板及吊篮熔融行为研究
国产先进压水堆核电厂SGTR事故质量释放与满溢分析研究
基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化
核技术
CAP1400一回路系统管道弯制工艺研究及质量控制
不锈钢和铝外壳材料对宇宙射线辐射成像的对比研究
铁素体/马氏体钢和奥氏体不锈钢的液态铅铋腐蚀行为与机理
含悬浮物低放有机废水的处理工艺研究
基于一体化堆芯的小型核动力推进系统传热与推进特性研究
风险指引型技术在核电厂设备检修策略优化中的应用研究
蒸汽发生器传热管流致振动非线性分析程序的开发与验证
基于ASTEC程序对事故下碘和铯行为特性研究
核燃料
采用TVS-2006组件的VVER-1200堆芯燃料管理
球形燃料孔隙内汽泡生长与脱离
