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核科学与工程
2021年4期
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反应堆工程
压水堆次临界状态下反应性测量的理论修正分析与试验初步探讨
离散分布对惰性基弥散燃料传热的影响研究
高温气冷堆核燃料元件用石墨粉粒度表征方法的研究
示范快堆主容器内氩气空间数值模拟
螺旋管传热与阻力特性实验研究及热工水力分析程序开发
核聚变
聚变堆包层氚提取系统氦氢分离工艺研究进展
核电厂
非能动余热排出系统换热特性研究及相关湍流模型评价
压水堆二回路凝汽器母管内壁的成膜胺保养工艺研究
核主泵流体动压型机械密封辅助密封圈有限元模型与性能分析
M310系列核电厂一回路压力超出运行技术规范要求事件分析
核电厂励磁机故障原因分析与对策
秦山二期设备冷却水系统水温低问题的分析与对策
中国运行核电厂误碰运行事件分析与预防对策
IEC 63096核电厂仪控系统网络安全管控标准分析
核电厂1E级电缆浸没试验研究
核安全
CAP1000严重事故下安全壳超压缓解策略研究
福岛核事故后滨海核电厂安全专设系统发展的分析和研究
熔融物碎片床两相流动压降数值模拟和物理模型对比
碳化硅复合包壳稳态应力与失效概率分析
火灾人员可靠性分析Scoping方法改进研究
采用安全层法对红油爆炸事故进行定级的探讨
RRA模式下热阱完全丧失的事故处理策略优化研究
基于正交试验的抑压水池抑压特性研究
基于“华龙一号”大破口事故先进安注箱研究
18PA6B型柴油机配套油罐溢油问题分析与解决措施
核技术
基于中子符合计数的钚溶液浓度估算方法应用研究
硼铝复合材料硼含量置信度临界安全分析研究
铀对大型溞的急性毒性效应
单驱动新型燃料水下运输设备设计与分析
核科学与工程期刊简介
