超临界二氧化碳在核反应堆系统中的应用
中国核电发展现状与展望
中国发展小型堆核能系统的可行性研究
AP1000反应堆控制系统特点分析
世界先进小型压水堆发展状况
三维颗粒有序堆积多孔介质内强制对流换热数值研究
海洋条件下舰船反应堆热工水力特性研究现状
核反应堆热工水力多尺度耦合模拟初步研究
CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列
聚变堆面向等离子体钨基材料的研究进展
过冷流动沸腾相变过程汽泡特性的VOF方法模拟
粒子群遗传算法及其应用
热管冷却反应堆的兴起和发展
放射性废物的安全管理及最小化
多孔板流量测量的实验研究
压水堆核动力系统瞬态热工水力特性分析仿真软件
一种整合组织因素的人因可靠性分析方法
一维非稳态导热反问题反演管道内壁面温度波动
福岛核事故对我国核电发展的影响及借鉴
堆用蒙卡程序燃耗计算功能开发
核电厂主管道材料低周疲劳寿命预测方法评价
垂直上升光管内超临界水的传热特性试验研究
附加惯性力对气泡破裂的影响
非能动安全壳冷却系统传热传质模型研究
燃料组件格架几何建模及网格划分技术
热管技术在先进反应堆中的应用现状
蒸汽发生器最优化设计
压水堆核电厂负荷跟踪系统设计与特性研究
基于GO法的核电厂电气主接线系统可靠性分析
喷射泵内部流动模拟与其扩散角优化
典型超临界二氧化碳强迫对流传热关联式评价分析
圆球及椭球颗粒有序堆积多孔介质内强制对流换热实验研究
基于ANSYS的蒸汽发生器传热管流致振动分析程序
超临界水堆反应堆物理—热工水力耦合程序系统MCATHAS的开发
核电厂汽轮机详细数值建模研究及其瞬态分析
基于RELAP5的船用核动力装置二回路数字模型
碳纤维复合材料缠绕修复的压力管道断裂分析
超临界水流动传热特性影响因素数值模拟研究
TA16钛合金微动磨损特性
304L奥氏体不锈钢搅拌摩擦焊与TIG焊接头的微观组织与性能
小通道内两相流摩擦压降计算方法评价
自然循环蒸汽发生器倒U形管内单相流体倒流特性研究
“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究
核电厂楼层谱抗震计算的场地模型及其影响分析
基于ANSYS程序的反应堆压力容器疲劳裂纹扩展分析方法研究
纳米零价铁去除溶液中U(Ⅵ)的研究
超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计
Z3CN20．09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究
核电厂反应堆保护系统紧急停堆响应时间分析及测试
海洋运动对自然循环流动影响的理论分析
海洋条件下竖直圆管内单相传热特性实验研究
AP1000蒸汽发生器U形管合金材料国产化研究
基于多层流模型的核电厂可靠性分析方法研究
非能动余热交换器瞬态换热特性数值模拟及敏感性分析
基于UGF和Semi-Markov方法的反应堆泵机组多状态可靠性分析
300 MW级核电站主泵压力脉动研究
高整体容器在我国放射性废物管理中的应用分析
内模控制方法在核电厂蒸汽发生器水位系统中的应用
混合能源堆包层中子学初步概念设计
带有定位格架的超临界反应堆堆芯强制对流换热的数值研究
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