核動力工程優(yōu)秀論文集（2010-2020）

超臨界二氧化碳在核反應(yīng)堆系統(tǒng)中的應(yīng)用
中國核電發(fā)展現(xiàn)狀與展望
中國發(fā)展小型堆核能系統(tǒng)的可行性研究
AP1000反應(yīng)堆控制系統(tǒng)特點分析
世界 小型壓水堆發(fā)展?fàn)顩r
三維顆粒有序堆積多孔介質(zhì)內(nèi)強制對流換熱數(shù)值研究
海洋條件下艦船反應(yīng)堆熱工水力特性研究現(xiàn)狀
核反應(yīng)堆熱工水力多尺度耦合模擬初步研究
CPR1000核電站嚴(yán)重事故重要緩解措施與嚴(yán)重事故序列
聚變堆面向等離子體鎢基材料的研究進(jìn)展
過冷流動沸騰相變過程汽泡特性的VOF方法模擬
粒子群遺傳算法及其應(yīng)用
熱管冷卻反應(yīng)堆的興起和發(fā)展
放射性廢物的安全管理及 小化
多孔板流量測量的實驗研究
壓水堆核動力系統(tǒng)瞬態(tài)熱工水力特性分析仿真軟件
一種整合組織因素的人因可靠性分析方法
一維非穩(wěn)態(tài)導(dǎo)熱反問題反演管道內(nèi)壁面溫度波動
福島核事故對我國核電發(fā)展的影響及借鑒
堆用蒙卡程序燃耗計算功能開發(fā)
核電廠主管道材料低周疲勞壽命預(yù)測方法評價
垂直上升光管內(nèi)超臨界水的傳熱特性試驗研究
附加慣性力對氣泡破裂的影響
非能動安全殼冷卻系統(tǒng)傳熱傳質(zhì)模型研究
燃料組件格架幾何建模及網(wǎng)格劃分技術(shù)
熱管技術(shù)在 反應(yīng)堆中的應(yīng)用現(xiàn)狀
蒸汽發(fā)生器 化設(shè)計
壓水堆核電廠負(fù)荷跟蹤系統(tǒng)設(shè)計與特性研究
基于GO法的核電廠電氣主接線系統(tǒng)可靠性分析
噴射泵內(nèi)部流動模擬與其擴(kuò)散角優(yōu)化
典型超臨界二氧化碳強迫對流傳熱關(guān)聯(lián)式評價分析
圓球及橢球顆粒有序堆積多孔介質(zhì)內(nèi)強制對流換熱實驗研究
基于ANSYS的蒸汽發(fā)生器傳熱管流致振動分析程序
超臨界水堆反應(yīng)堆物理—熱工水力耦合程序系統(tǒng)MCATHAS的開發(fā)
核電廠汽輪機(jī)詳細(xì)數(shù)值建模研究及其瞬態(tài)分析
基于RELAP5的船用核動力裝置二回路數(shù)字模型
碳纖維復(fù)合材料纏繞修復(fù)的壓力管道斷裂分析
超臨界水流動傳熱特性影響因素數(shù)值模擬研究
TA16鈦合金微動磨損特性
304L奧氏體不銹鋼攪拌摩擦焊與TIG焊接頭的微觀組織與性能
小通道內(nèi)兩相流摩擦壓降計算方法評價
自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器倒U形管內(nèi)單相流體倒流特性研究
“華龍一號”反應(yīng)堆堆芯與安全設(shè)計研究
核電廠樓層譜抗震計算的場地模型及其影響分析
基于ANSYS程序的反應(yīng)堆壓力容器疲勞裂紋擴(kuò)展分析方法研究
納米零價鐵去除溶液中U(Ⅵ)的研究
超臨界水冷堆CSR1000堆芯初步概念設(shè)計
Z3CN20．09M奧氏體不銹鋼熱老化沖擊性能試驗研究
核電廠反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)緊急停堆響應(yīng)時間分析及測試
海洋運動對自然循環(huán)流動影響的理論分析