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《核動力工程》很好論文集(2010-2020) 版權信息
- ISBN：9787569321432
- 條形碼：9787569321432 ; 978-7-5693-2143-2
- 裝幀：一般膠版紙
- 冊數：暫無
- 重量：暫無
- 所屬分類：>
《核動力工程》很好論文集(2010-2020) 內容簡介
《優秀論文集（2010-2020）》特別將2010年-2020年期間《核動力工程》全文刊發并經編委會推薦審定的優秀論文，結集出版，主要內容涵蓋我國核能動力領域在理論研究、實驗技術、工程設計、核電廠運行維護、安全防護、設備研制以及其他與核能動力應用直接相關的新成果和發展動態。論文集集中展示了我國核能動力領域近10年來的新研究成果及動向，學術視野廣闊，內容豐富，可讀性強，對于推動核能動力領域創新發展，促進學術交流，帶領學術進步，促進科技成果轉化具有重要參考意義。
《核動力工程》很好論文集(2010-2020) 目錄
超臨界二氧化碳在核反應堆系統中的應用
中國核電發展現狀與展望
中國發展小型堆核能系統的可行性研究
AP1000反應堆控制系統特點分析
世界先進小型壓水堆發展狀況
三維顆粒有序堆積多孔介質內強制對流換熱數值研究
海洋條件下艦船反應堆熱工水力特性研究現狀
核反應堆熱工水力多尺度耦合模擬初步研究
CPR1000核電站嚴重事故重要緩解措施與嚴重事故序列
聚變堆面向等離子體鎢基材料的研究進展
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用
熱管冷卻反應堆的興起和發展
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
壓水堆核動力系統瞬態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
一維非穩態導熱反問題反演管道內壁面溫度波動
福島核事故對我國核電發展的影響及借鑒
堆用蒙卡程序燃耗計算功能開發
核電廠主管道材料低周疲勞壽命預測方法評價
垂直上升光管內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傳熱傳質模型研究
燃料組件格架幾何建模及網格劃分技術
熱管技術在先進反應堆中的應用現狀
蒸汽發生器*優化設計
壓水堆核電廠負荷跟蹤系統設計與特性研究
基于GO法的核電廠電氣主接線系統可靠性分析
噴射泵內部流動模擬與其擴散角優化
典型超臨界二氧化碳強迫對流傳熱關聯式評價分析
圓球及橢球顆粒有序堆積多孔介質內強制對流換熱實驗研究
基于ANSYS的蒸汽發生器傳熱管流致振動分析程序
超臨界水堆反應堆物理—熱工水力耦合程序系統MCATHAS的開發
核電廠汽輪機詳細數值建模研究及其瞬態分析
基于RELAP5的船用核動力裝置二回路數字模型
碳纖維復合材料纏繞修復的壓力管道斷裂分析
超臨界水流動傳熱特性影響因素數值模擬研究
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
小通道內兩相流摩擦壓降計算方法評價
自然循環蒸汽發生器倒U形管內單相流體倒流特性研究
“華龍一號”反應堆堆芯與安全設計研究
核電廠樓層譜抗震計算的場地模型及其影響分析
基于ANSYS程序的反應堆壓力容器疲勞裂紋擴展分析方法研究
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
核電廠反應堆保護系統緊急停堆響應時間分析及測試
海洋運動對自然循環流動影響的理論分析
海洋條件下豎直圓管內單相傳熱特性實驗研究
AP1000蒸汽發生器U形管合金材料國產化研究
基于多層流模型的核電廠可靠性分析方法研究
非能動余熱交換器瞬態換熱特性數值模擬及敏感性分析
基于UGF和Semi-Markov方法的反應堆泵機組多狀態可靠性分析
300MW級核電站主泵壓力脈動研究
高整體容器在我國放射性廢物管理中的應用分析
內模控制方法在核電廠蒸汽發生器水位系統中的應用
混合能源堆包層中子學初步概念設計
帶有定位格架的超臨界反應堆堆芯強制對流換熱的數值研究
中國核電發展現狀與展望
中國發展小型堆核能系統的可行性研究
AP1000反應堆控制系統特點分析
世界先進小型壓水堆發展狀況
三維顆粒有序堆積多孔介質內強制對流換熱數值研究
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圓球及橢球顆粒有序堆積多孔介質內強制對流換熱實驗研究
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