核科学与工程
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2020年6期
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反应堆工程
秦山重水堆核电厂蒸汽发生器二次侧腐蚀产物控制研究和实践
压水堆一回路应用富集硼酸对堆芯CIPS影响的研究
饱和氧浓度铅铋合金中Bi/Bi2O3型氧传感器性能测试与研究
棒束通道中燃料棒壁面温度的子通道分析
叶轮疲劳分析评定方法研究
“华龙一号”机组二次侧非能动余热排出系统运行分析
基于雷诺时均模型的高温空气流动传热数值研究
核电厂
核电厂维修规则中确定风险重要类的方法研究
对某核电厂主给水丧失手动停堆后操纵员人因失误的根本原因分析
10 MW级小型铅基反应堆功率展平分析
压力容器保温层入口条件变化及其对IVR传热裕度的影响研究
百万千瓦级核电厂海水循环系统某国产二次滤网网片失效原因分析及可靠性提升
核电厂用水泥固定配方及设备研究
核安全
基于WORKBENCH的核级三通阀门抗震分析研究
基于概率模型检测器的核电厂蒸汽发生器水位控制系统可靠性分析
含颗粒物超临界水传热特性影响参数研究
核电厂应急柴油机动力单元组件损坏原因分析
CPR1000机组汽动辅助给水泵二级叶轮开裂问题分析
CFR600假想堆芯解体事故钠泄漏量评估与计算
安全相关泵组小流量定期试验验收准则的改进研究
核燃料
压水堆燃料组件压紧板弹簧刚度简化模型研究
CANDU6重水堆乏燃料干式贮存技术优化研究及应用
一种电磁感应烧结UO2的发热体设计及优化
核技术
堆内构件在役维修技术研究
C/C复合材料在核能系统中的应用进展
TOPAZⅡ反应堆本体流固共轭传热数值模拟
