中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報(bào)告 第2冊（第七卷）

核能動(dòng)力
基于COMSOL的低壓過冷沸騰仿真研究
非中心對稱單束流加速器驅(qū)動(dòng)次臨界反應(yīng)堆設(shè)計(jì)研究
APl000機(jī)組熱態(tài)功能試驗(yàn)化學(xué)控制新技術(shù)的 應(yīng)用
三門核電2號機(jī)組HFT氧化運(yùn)行時(shí)鎳峰值低原因分析
蒸汽發(fā)生器節(jié)流件阻力特性試驗(yàn)研究與數(shù)值分析
APl000堆型核島反應(yīng)堆壓力容器金屬反射式保溫層安裝工藝研究
APl000堆型反應(yīng)堆主冷卻劑泵頂升安裝工藝研究
氣液兩相并流向下通過堆疊篩板填料的脈沖流判斷方法
NECP-Bamboo程序自動(dòng)化建模功能設(shè)計(jì)與開發(fā)
APl000堆芯運(yùn)行過程中SPND響應(yīng)電流模擬分析
某核電機(jī)組夏季工況出力預(yù)測模型分析
某核電兩臺(tái)機(jī)組熱力性能差異分析
某核電循環(huán)水泵優(yōu)化運(yùn)行研究
控制棒導(dǎo)向筒壓力場分布試驗(yàn)研究及CFD計(jì)算分析
熔鹽堆氣泡分離器內(nèi)零速包絡(luò)面的試驗(yàn)研究
基于Sobol方法的OTSG運(yùn)行參數(shù)敏感性分析
基于視覺技術(shù)的乏燃料貯存格架缺陷檢測方法研究與應(yīng)用
模塊化小堆非能動(dòng)余排系統(tǒng)阻力對自然循環(huán)影響研究
攪混格架對棒束流場影響探究
基于CFD方法的直接安注導(dǎo)流裝置設(shè)計(jì)分析
基于多數(shù)投票法的集成學(xué)習(xí)方法在核電廠故障診斷中的應(yīng)用
基于剩余能量的儲(chǔ)能飛輪陣列的功率分配策略
應(yīng)用于風(fēng)電場飛輪儲(chǔ)能系統(tǒng)的功率校正方法
QT開發(fā)框架下的儲(chǔ)能飛輪監(jiān)控系統(tǒng)設(shè)計(jì)
小型壓水堆的發(fā)展現(xiàn)狀及建議
高溫堿金屬熱管穩(wěn)態(tài)流動(dòng)傳熱特性研究
安全殼直接加熱模型開發(fā)與驗(yàn)證
核電廠立式式泵-電機(jī)振動(dòng)問題的分析與處理
百萬千瓦級壓水堆核電機(jī)組工業(yè)蒸汽供能技術(shù)改造工藝設(shè)計(jì)與實(shí)踐
核電廠定期試驗(yàn)精細(xì)化管理方式的探索實(shí)踐
基于多物理場耦合方法的板狀燃料元件性能分析
熱管冷卻反應(yīng)堆中高溫鈉熱管傳熱極限實(shí)驗(yàn)研究
除氧器壓力異常對核電廠負(fù)荷速降的影響分析
基于MCNP和CFD方法的有機(jī)工質(zhì)堆芯物理熱工特性研究
核電廠LCA失電隱患分析及供電可靠性研究
包殼腫脹對基于SiC復(fù)合材料的核燃料服役性能影響研究
3×3棒束通道內(nèi)再淹沒過程實(shí)驗(yàn)研究
基于PIV技術(shù)的棒束通道流場及子通道流量測量研究
單棒燃料元件流動(dòng)特性數(shù)值分析
核電廠水壓試驗(yàn)泵十年大修優(yōu)化方法研究與實(shí)踐
反應(yīng)堆中腐蝕產(chǎn)物行為的模擬程序介紹
正慢化劑溫度系數(shù)工況下控制棒組失控抽出事故安全性研究
新型海洋靜默式熱管反應(yīng)堆(NUSTER-100)電源系統(tǒng)概念設(shè)計(jì)和分析
繞絲棒束組件內(nèi)熱電偶測點(diǎn)對組件水力特性的影響
壓水堆燃料棒的內(nèi)壓模型計(jì)算分析
柵格/組件、堆芯兩層級核燃料利用率影響機(jī)理研究
硼擴(kuò)散特性研究
UO2燃料、UN燃料和U-10Zr燃料在熱管冷卻核反應(yīng)堆中的燃耗性能分析
壓水堆環(huán)形燃料組件組裝裝置開發(fā)及工藝研究