核科學(xué)與工程
碳達(dá)峰碳中和
反應(yīng)堆工程
- ADS啟明星1號(hào)次臨界度測(cè)量研究
- 壓水堆多堆聯(lián)合堆芯裝載設(shè)計(jì)技術(shù)應(yīng)用研究
- 壓水堆燃料表面污垢密度計(jì)算模型及驗(yàn)證
- PAA對(duì)核電廠中腐蝕產(chǎn)物氧化鐵分散的影響
- 先進(jìn)裂變堆用鉛鉍合金固態(tài)性能研究進(jìn)展
- 民用小堆SGTR防滿溢設(shè)計(jì)改進(jìn)
- 中國(guó)散裂中子源靶站冷卻水凈化系統(tǒng)設(shè)計(jì)
- ASME B&PVC中核級(jí)閥門(mén)承壓邊界的建造要求分析
- 基于概率模型檢測(cè)器的核電廠分布式控制系統(tǒng)動(dòng)態(tài)可靠性分析
- 核電廠安全級(jí)數(shù)字化儀控系統(tǒng)通信隔離設(shè)計(jì)
- 壓水堆核電廠氚排放量的系統(tǒng)設(shè)計(jì)分析
- 基于變分模態(tài)分解和互相關(guān)分析的旋轉(zhuǎn)機(jī)械信號(hào)降噪研究
- 某核電廠管道振動(dòng)驗(yàn)收準(zhǔn)則的計(jì)算和超標(biāo)處理
- 三代核電機(jī)組一回路鈍化加氫工藝問(wèn)題研究及改進(jìn)應(yīng)用
- 核電廠安全殼中預(yù)應(yīng)力的數(shù)值模擬
- 開(kāi)式自然循環(huán)系統(tǒng)不穩(wěn)定性實(shí)驗(yàn)研究
- 瞬態(tài)過(guò)程中閘閥的流場(chǎng)溫場(chǎng)及形變分析
- 先進(jìn)輕水堆安全系統(tǒng)簡(jiǎn)化方案研究
- 基于RELAP5的蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故分析
- 基于ASTEC程序的嚴(yán)重事故產(chǎn)氫關(guān)鍵參數(shù)影響研究
- 蒸汽發(fā)生器主給水管道不同位置斷裂后設(shè)備冷卻水系統(tǒng)泵廠房漫流特性分析
- 凝結(jié)水主調(diào)閥振蕩分析及設(shè)計(jì)優(yōu)化
- 安全注入系統(tǒng)與安全殼噴淋系統(tǒng)早期互為備用事故策略研究
- 核電縱深防御理論的新探索
- “華龍一號(hào)”征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則定值設(shè)置研究
- 某圓柱型感應(yīng)電磁泵設(shè)計(jì)與驗(yàn)證
- 鈉冷快堆繞絲組件入口堵流事故數(shù)值模擬
- 基于最大熵原理的鈉液滴粒徑分布模型開(kāi)發(fā)