核科学与工程
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2022年2期
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碳达峰碳中和
“双碳”目标下核能发展形势思考
基于台风-浪时间历程荷载的风机-吸力筒导管架基础耦合分析研究
压水堆对外供应蒸汽品质提升技术研究
反应堆工程
ADS启明星1号次临界度测量研究
压水堆多堆联合堆芯装载设计技术应用研究
压水堆燃料表面污垢密度计算模型及验证
PAA对核电厂中腐蚀产物氧化铁分散的影响
先进裂变堆用铅铋合金固态性能研究进展
民用小堆SGTR防满溢设计改进
中国散裂中子源靶站冷却水净化系统设计
ASME B&PVC中核级阀门承压边界的建造要求分析
基于概率模型检测器的核电厂分布式控制系统动态可靠性分析
核电厂安全级数字化仪控系统通信隔离设计
压水堆核电厂氚排放量的系统设计分析
基于变分模态分解和互相关分析的旋转机械信号降噪研究
某核电厂管道振动验收准则的计算和超标处理
三代核电机组一回路钝化加氢工艺问题研究及改进应用
核电厂安全壳中预应力的数值模拟
开式自然循环系统不稳定性实验研究
瞬态过程中闸阀的流场温场及形变分析
先进轻水堆安全系统简化方案研究
基于RELAP5的蒸汽发生器传热管断裂事故分析
基于ASTEC程序的严重事故产氢关键参数影响研究
蒸汽发生器主给水管道不同位置断裂后设备冷却水系统泵厂房漫流特性分析
凝结水主调阀振荡分析及设计优化
安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究
核电纵深防御理论的新探索
“华龙一号”征兆导向法事故处理导则定值设置研究
某圆柱型感应电磁泵设计与验证
钠冷快堆绕丝组件入口堵流事故数值模拟
基于最大熵原理的钠液滴粒径分布模型开发