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核反应堆工程
先进核反应堆用铅铋合金热物理性能实验研究
基于热平衡理论的反应堆功率控制参数修正研究
压力容器外部冷却系统内局部温度场及两相分布特性研究
严重事故下大功率压水堆IVR-ERVC有效性MELCOR研究
混合能谱超临界水冷堆堆芯热工与物理性能的研究
饱和蒸汽在自由过冷液面直接接触冷凝特性的研究
方管流道内低流速液态铅锂MHD效应实验研究
Fe-Cu模型合金中Cu富集现象及微观结构分析
基于MCNP对燃料包壳厚度测量影响因素的分析研究
Beam Stop和FFC的耦合传热分析
Ti3AlC2材料的氦离子辐照损伤研究
核电站管道热疲劳试验方法及寿命预测模型研究
Zr基核材料的制备工艺、结构和性能研究
等离子渗法低温制备α-Al2O3薄膜及其性能研究
铅基反应堆中钋-210的行为初步分析研究
高温液态铅铋材料回路控制及故障诊断技术的研究
面向先进反应堆的蒙特卡罗模拟方法与程序设计研究
自然循环铅合金冷却反应堆主换热器的热工水力优化分析研究
ADS堆芯热工水力计算方法研究
铅铋冷却反应堆主容器应力分析与评价
含绕丝燃料组件阻力特性初步实验研究
铅铋合金冷却反应堆主容器抗震性能分析
Ta含量对CLAM钢力学性能影响研究
铅铋冷却快堆单盒组件堵流事故分析研究
蒙特卡罗粒子输运模拟中反应堆物理关键参数计算方法研究与实现
CFETR堆体活化计算与分析
蒙特卡罗粒子输运模拟中基于粒子的并行计算方法研究
含绕丝燃料组件内铅铋冷却剂流动特性的数值分析
模块式小型堆主泵接管应力分析及结构优化
新型含高硅低活化铁素体-马氏体钢辐照损伤研究
面内/面外统一拘束参数及其与材料及焊接接头断裂韧性的关联
夏比冲击试样重构技术基础研究
核电安全端结构几何和异种金属头局部力学性能对LBB行为的影响
核主泵内多相流动瞬态水力特性研究
竖直窄矩形流道液泛特性研究
基于多层流模型的核动力装置可靠性分析及故障诊断方法研究
弹簧直接作用式安全阀密封特性的研究
核级阀门密封面材料与焊接技术研究
抗汽蚀双密封面阀门的研究
止回阀阀体强度计算与应力分析
辅蒸汽减压阀调节特性和维修策略研究
控制棒水力驱动机构原理研究
核反应堆功率的模糊鲁棒控制系统研究
4H-SiC辐照损伤分子动力学模拟初步研究
核主泵水力部件优化设计及缩尺模型水力试验
三维特征线方法的并行与加速方法研究
液态铅铋合金气相氧控关键影响因素研究
核动力装置总体参数最优化设计
富集度对堆芯物理特性影响的研究
组件均匀化少群截面的分析及处理
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