核動(dòng)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(guó)核電發(fā)展現(xiàn)狀與展望
中國(guó)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(diǎn)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(qiáng)制對(duì)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(guò)冷流動(dòng)沸騰相變過(guò)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(cè)量的實(shí)驗(yàn)研究
壓水堆核動(dòng)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(wèn)題反演管道內(nèi)壁面溫度波動(dòng)
福島核事故對(duì)我國(guó)核電發(fā)展的影響及借鑒
堆用蒙卡程序燃耗計(jì)算功能開(kāi)發(fā)
核電廠主管道材料低周疲勞壽命預(yù)測(cè)方法評(píng)價(jià)
垂直上升光管內(nèi)超臨界水的傳熱特性試驗(yàn)研究
附加慣性力對(duì)氣泡破裂的影響
非能動(dòng)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(jì)
壓水堆核電廠負(fù)荷跟蹤系統(tǒng)設(shè)計(jì)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(dòng)模擬與其擴(kuò)散角優(yōu)化
典型超臨界二氧化碳強(qiáng)迫對(duì)流傳熱關(guān)聯(lián)式評(píng)價(jià)分析
圓球及橢球顆粒有序堆積多孔介質(zhì)內(nèi)強(qiáng)制對(duì)流換熱實(shí)驗(yàn)研究
基于ANSYS的蒸汽發(fā)生器傳熱管流致振動(dòng)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(kāi)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(dòng)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(dòng)傳熱特性影響因素?cái)?shù)值模擬研究
TA16鈦合金微動(dòng)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(jì)算方法評(píng)價(jià)
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(hào)”反應(yīng)堆堆芯與安全設(shè)計(jì)研究
核電廠樓層譜抗震計(jì)算的場(chǎng)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(jià)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(jì)
Z3CN20．09M奧氏體不銹鋼熱老化沖擊性能試驗(yàn)研究
核電廠反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)緊急停堆響應(yīng)時(shí)間分析及測(cè)試
海洋運(yùn)動(dòng)對(duì)自然循環(huán)流動(dòng)影響的理論分析