核科学与工程
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2022年3期
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碳达峰碳中和
海上风电大直径单桩顶法兰凹陷缺陷修复方案分析研究
风险指引型乏燃料水池事故管理方法的研究
双碳背景下多堆厂址核电厂放射性评价研究
反应堆工程
研究堆用铝合金包壳堆内平均腐蚀速率评估方法研究
临界实验装置中子毒物系统初步设计研究
在役核电站反应堆压力容器主螺栓卡涩处理和螺孔修复技术研究
高温质子导体陶瓷应用于高温堆氦气中含氚水汽去除的特性研究
核电厂
核电厂高压安注系统再循环管线节流孔板的分析与改进
“华龙一号”首堆核岛布置设计
稳态考验回路换热系统热工优化设计研究
基于核电厂可用率的设备分级方法研究
模块化与工期优化的再认识
核电厂DCS 板卡银迁移原因分析及抑制的方法研究
某M310 机组电子化事故规程的开发与应用研究
缓解系统性能指标与重要性判定程序监管工具应用研究
空化泡-边界相互作用研究进展综述
核安全
核电厂内部火灾人员可靠性分析方法研究
冷却剂环境下应变速率对国产RPV 低合金钢疲劳寿命影响的试验研究
严重事故熔融池实验热工水力特性仿真分析
“华龙一号”安全壳喷淋系统可靠性评估模型
极小样本下钠冷快堆主泵上部轴承可靠性评估方法对比分析
福岛核事故后美国超设计基准事故管理监管要求研究
核电厂配置风险管理风险阈值的设定方法研究
核技术
分光光度法快速测定Mn(Ⅲ)氧化草酸样品中的常量草酸
Mn(Ⅲ)氧化破坏草酸反应动力学及机理
一体化小型核供热堆简化场外应急预案的研究
含天然放射性物质的固体废物管理
基于车载中控系统的辐射环境监测车设计
核动力
核动力二回路系统冷凝器启动过程特性仿真研究
紊流罩破裂失效的力学分析与研究
核动力系统蒸汽发生器U 形管流致振动数值模拟
船用堆核安全在线支持系统的开发研究