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核反应堆工程
液态金属回路的腐蚀机理研究
反应堆蒙卡分析中热工反馈效应初步研究
环管内超临界水流动传热实验研究及数值计算
新型硼表一次仪表研制
加速器驱动嬗变研究装置燃料组件热工水力学分析
ADS质子与中子输运及核子耦合燃耗程序系统开发
乏燃料组件单棒喷淋冷却条件下的热工水力分析
压水堆核电站蒸汽发生器水位的多模型内模控制
AMS测量78Se（n,γ）79Se反应堆热中子反应截面研究
闭式导叶轮的数控加工关键技术研究
控氧液态铅铋合金实验装置研究
基于模型转换技术的蒙特卡洛耦合燃耗计算方法研究
启明星二号快热耦合铅堆装置的典型动力学过程研究
ADS零功率装置反应性监测技术实验研究
CFETR水冷固态包层瞬态与典型事故的热工水力分析
Cu-缺陷复合结构的正电子湮没机理研究
蒸汽发生器传热管690合金高温腐蚀性能研究
附粘水环境下的核主泵叶轮湿模态效应研究
锆合金管材微观组织、织构及氢化物取向因子分析
定向凝固镍基高温合金4706DS的蠕变疲劳机理研究
基于改进半预估修正的蒙特卡罗输运—燃耗耦合策略研究
超临界二氧化碳自适应流道回热器研究
模块化铅冷快堆M~2LFR-1000堆芯初步设计与燃料添加MA核素研究
基于伴随通量的反应堆临界硼浓度及控制棒位置搜索方法研究
液态金属冷却快堆燃料元件的性能分析程序开发及应用
T91钢在静态铅铋氧控环境中应力腐蚀行为研究
核电压力容器焊前预热和焊后热处理用中频感应电源的研究
氟盐冷却球床高温反应堆温度反应性系数的研究
Incone1690合金管在常压去离子水介质中切向微动磨损研究
液态氟盐冷却球床堆的蒙特卡洛模拟研究
多相管流输运特性的数值计算研究
碳化硅在新型燃料包壳的传热研究
一回路颗粒性腐蚀产物沉积机理的实验研究与数值模拟
超临界水堆燃料棒束流致振动特性研究
固溶处理316LN应力腐蚀敏感性研究及奥氏体结构特性计算
基于J-A2方法的断裂韧性转化与反应堆压力容器断裂韧性预测研究
SCWR候选包壳材料310S不锈钢应用性能研究
均匀化方法及不连续因子理论的深入研究与发展
节流管式调节阀动力学特性研究
动静叶栅间隙对核主泵性能的影响研究
核电厂典型事故分析不确定性评价方法研究
反应堆堆芯中子能谱在线测量方法研究
堆内材料特性对典型严重事故进程的影响
摇摆对自然循环流动传热特性影响研究
核反应堆功率的自适应控制方法研究
基于RELAP5程序的AP1000小破口失水事故数值模拟研究
摇摆对棒束通道气液两相流流型影响
基于MOC的反应堆精细功率分布计算研究
基于RELAP5-3D的反应性引入事故研究
双层安全壳自然循环冷却能力的研究
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