核反应堆工程论文_教育论文中心

密排六方金属中点缺陷结构的高通量原子模拟研究
方管流道内气液两相流流动与传热特性实验研究
Numerical Analysis of Thermal Stratification in Pool Type Lead Based Reactor
铅基反应堆堆芯出口温度波动特性及影响因素研究
板状燃料元件窄矩形通道实验装置设计及流动传热特性实验研究
垂直圆管内液态金属湍流混合对流换热的大涡模拟研究
等离子体瞬态事故下CFETR氦冷固态包层电磁-热-机械综合分析
3D打印制备核素分布高度均匀的弥散型核燃料芯块的研究
考虑能量自屏效应的Fe多群宏观截面处理方法研究
考虑不同核素干涉效应的截面不确定性分析
离散纵标屏蔽计算方法参数优化研究
针对二维缩比实验台架的IVR传热特性实验研究
小型非能动安全壳热分层机理研究
燃耗计算中切比雪夫有理近似方法的应用与改进
基于蒙特卡罗方法的CPR1000中子学分析
AP1000非能动安全壳冷却系统热工水力性能分析
Effect of Falling Film Evaporation on the Heat Removal in Passive Containment Cooling System(PCCS)Using ANSYS FLUNT
溶胶-凝胶法制备ODS钢微观形貌与力学性能研究
压力容器外部冷却汽液两相流的数值模拟研究
印刷电路板和微管换热器的热工水力特性数值研究
LOCA工况大型安全壳内氢气行为研究
CSR1000超临界水堆小破口失水事故研究
含叶片格架对棒束通道流动传热影响的数值模拟研究
核电厂数字化仪控系统的动态可靠性分析
LOCA事故时碎片堆积引起的水头损失估算
堆振荡器法测量小反应性技术研究
镍基多晶高温合金的中子衍射应力分析研究
三维Y辐射场的点核积分计算方法研究与程序设计
基于JMCT和FLUENT的三维核热耦合方法研究
氚化钛中的氦行为研究
蒙特卡罗粒子输运问题中的减方差方法研究
锆的低剂量中子辐照硬化损伤及大团簇的形成机制研究
基于非能动型安全壳系统多物理过程耦合的模化分析
空间反应堆动态能量转换系统特性研究
超临界压力下自然循环水回路的稳定性研究和无量纲分析
压水堆燃料组件格架流致振动特性研究
非能动安全壳冷却系统关键物项防冻分析
燃料组件地震工况格架完整性研究
超级奥氏体不锈钢AL-6XN在模拟海水中的腐蚀性能研究
大型屏蔽电机主泵双金属飞轮飞射物包容及其结构优化研究
铁素体/马氏体钢P92的力学行为及微观组织研究
池式沸腾与竖直窄流道内流动沸腾中单个气泡成长的机理研究
铁锰铬多主元合金中复杂相变及其对力学性能影响研究
三维蒙特卡罗—离散纵标能量耦合中子输运计算方法研究
典型流道内超临界水流动传热实验和数值模拟研究
超临界CO2布雷顿循环及其径流式压气机设计
ALIP核主泵磁流体瞬态特性与稳定性研究及优化
摇摆条件下自然循环系统特性研究
承压热冲击下含表面裂纹反应堆压力容器的弹塑性分析
蒸发盘管临界后传热和流动特性数值模拟