核技术
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2013年4期
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乏燃料贮存格架时程分析方法
抗震分析反应谱与时程积分方法和数值分析对比研究
蒸汽发生器地震反应分析及参数敏感性研究
石墨堆芯结构抗震研究
稳压器电加热器模型简化及抗震分析方法研究
CPR1000反应堆压力容器密封性能模拟技术研究
控制棒驱动机构抗震试验验收准则研究
压紧弹性环的设计方案优化分析
18-5临界装置厂房楼层响应谱计算研究
考虑SSI效应的核电站厂房楼层反应谱对比分析
AP1000核电站主控室盘台抗震鉴定试验研究和工程实践
二代改进型核电站管道系统应力分析与评定
AP1000主控室盘台抗震鉴定中的有限元模型验证
AP1000主控室设备抗震鉴定试验研究
落棒过程中的流体-结构横向耦合作用分析
蒸汽发生器传热管间隙对传热管动态特性的影响分析
管道泄漏率计算模型研究和程序开发
LBB设计中管道贯穿裂纹张开位移及泄漏率计算研究
AP1000核岛主泵流场数值模拟
阀门共振腔声源特性的数值研究
蒸汽发生器干燥器声疲劳试验模型仿真研究
泰勒涡对间隙流体传热的影响
CAP1000一体化堆顶组件风冷系统流场分析
反应堆压力容器缺陷的断裂评定
含内表面裂纹核级管道的初始塑性失效分析
核电52M镍基合金异种金属焊接接头的局部断裂行为
基于概率断裂力学的承压热冲击条件下含周向裂纹圆筒体的结构完整性研究
AP1000反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析
非中心穿透裂纹对LBB技术应用的影响分析
管道内表面非中心裂纹扩展研究
管道弯管区裂纹的断裂力学参数KJ计算研究
含表面裂纹板的概率断裂力学分析
含矩形缺陷圆柱形管的剩余强度评定方法
不同测试方法下高温应变片热输出分析
核一级三通管热疲劳研究
防断组件及其支承柱高周疲劳分析
LWR压力容器接管考虑环境影响的疲劳计算
基于实际运行瞬态的反应堆压力容器疲劳损伤状态评估
316不锈钢蠕变-疲劳试验及规范研究
基于裂尖等效塑性应变的面内与面外统一拘束参数的研究
压水堆压力容器接管-主管安全端焊接件在高温水中失效案例和相关研究
氩气保护条件下微小试样的高温蠕变行为研究
堆内构件吊篮定位板非线性分析技术研究
非能动氢复合器的应力分析和评定
核级承压设备密封结构的有限元分析
熔盐堆用冷冻阀的热-结构特性研究
直动电磁阀线圈温度场特性分析
AP1000核电厂CA模块转角部位承载力分析
AP1000结构模块墙支架连接设计优化研究
AP1000核电项目抗震I类预埋板与混凝土相互作用研究
CRDM管座多道焊焊接残余应力计算方法研究
核电厂二回路管道FAC壁厚减薄强度评定方法
CEFR事故余热排放系统优化设计
核电站场地基岩剪切波速定义范围研究
钢板-混凝土结构内部自密实混凝土工作性能与早期力学性能研究
反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定
安全壳管道贯穿件分析评定程序的开发
计入辐照效应的快堆燃料组件外套管截面变形有限元分析
钢板混凝土模块墙温度场和应力场研究
AP1000核电厂OLP型预埋件有限元分析方法研究
AP1000核电厂抗震I类大型结构模块吊装分析研究
放射性物质运输容器的跌落冲击分析方法
控制棒驱动机构步跃动作运动分析
堆外蒸汽爆炸对堆腔底板结构的影响分析
核电站用DN350爆破阀剪切盖的动力学分析
基于蒸汽干燥器声疲劳比例模型试验的声固耦合动力相似准则推导
堆芯跌落事故下反应堆结构功能性评定
《核技术》投稿要求