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核电厂（核电站）
核动力装置仿真评价平台NPPSEP研究
压水堆一回路冷变形316L不锈钢应力腐蚀开裂行为与机理及裂纹扩展速率预测
基于仿真技术的核电厂数字化仪控系统动态特性分析方法研究
SA508 Gr.3钢核电大锻件组织演变及性能调控的研究
冷拔316奥氏体不锈钢应力腐蚀开裂与疲劳行为
混合核能—可再生能源系统中核电站二回路的在线检测系统设计方法研究
层状土场地条件下的核电厂房结构拟三维抗震安全分析
多能源储能系统构建理论与关键技术研究
某核电厂输水系统泥沙输移数值模拟研究
压水堆波动管热分层和温度震荡分析研究
核电站试验数据采集系统
海南昌江核电厂海域排水沉管及排水头部水力特性研究
基于RELAP5的压水堆二回路全范围模拟及分析研究
基于FPGA的数字化仪控系统动态可靠性评价
AP1000非能动安全壳冷却系统模型不确定性研究
压水堆嬗变Tc-99对反应性控制的影响
核电厂热管段与大型风电机组叶片有限元分析
大型发电机组重要部件的有限元计算
EPC模式下核设施工程质量管理方法研究
滨海核电建设项目取用水合理性及退水影响研究
带有支撑板的蒸汽发生器传热管热流固耦合分析
蒸汽发生器U型传热管流致振动分析评价技术研究
压水堆嬗变MA对温度系数的影响
自然循环动态比例分析方法研究
燃料组件内含有碎片的冷却剂流动的研究
反应堆冷却剂泵叶轮内液固相互作用研究
核电机组二回路系统热力计算与性能分析
镎-237在AP1000反应堆的嬗变特性研究
先进压水堆事故缓解特性安全分析
基于元动作单元的控制棒驱动机构可靠性优化技术研究
考虑重力冷却水箱流固耦合效应的核岛结构地震反应分析
稳定非线性模型预测控制在核反应堆控制系统中的应用研究
基于事故容错燃料的ZrO2/FeCrAl复合涂层的制备及氧化行为研究
事故工况下核主泵非线性惰转模型特性优化
核电环行起重机结构可靠性分析与安全评估
Al-B4C-Al2O3中子吸收材料液态成形与固态分散工艺研究
螺纹桶内壁多路视频监控及全景拼接技术研究
基于状态监测数据的核电厂设备寿命预测算法研究
用于核电站故障诊断和规程改进的DUCG理论及应用研究
熔融物与冷却剂相互作用过程粗混合阶段的数值模拟分析
地震作用下核电站环行吊车动力响应实验和模拟分析
核主泵水力部件动静位置关系对径向力影响
螺栓结构精细化分析及在核电装备的应用
核环吊抗震实验模型设计研究
屏蔽式核主泵内部流动与弱空化特性的相关性研究
基于流固耦合的核主泵内部流动及动力特性研究
导叶扩散段参数对核主泵水力性能的影响
核电厂设备水热交换器可靠性分析
非能动核电站备用柴油发电机组控制系统研究
双流程2×2棒束超临界水稳态流动传热实验研究
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