核科學(xué)與工程(2024年05期)
Nuclear Science and Engineering

目 錄

• “玲龍一號(hào)”小堆堆芯與安全設(shè)計(jì)
• 我國快堆的創(chuàng)新與發(fā)展
• 磁約束核聚變能研究進(jìn)展與展望
• 反應(yīng)堆控制棒驅(qū)動(dòng)線落棒過程動(dòng)力學(xué)分析與研究
• 橢圓附近的柱形泡動(dòng)力學(xué)行為理論研究
• 超臨界二氧化碳布雷頓循環(huán)系統(tǒng)關(guān)鍵參數(shù)對(duì)循環(huán)效率的影響研究
• “華龍一號(hào)”銠自給能中子探測器信號(hào)電流成分分析
• 基于第一性原理的核電廠熱力性能在線監(jiān)測及預(yù)警系統(tǒng)研究
• 非能動(dòng)堆芯補(bǔ)水系統(tǒng)注水特性二維數(shù)值仿真分析
• 核電廠數(shù)字化人機(jī)界面管理任務(wù)認(rèn)知可靠性評(píng)估模型研究
• 圓筒形高效過濾器模擬分析與樣機(jī)試制
• 基于數(shù)據(jù)采集卡的時(shí)間間隔分析核素監(jiān)測研究
• 一回路主管道超聲檢查策略研究
• 數(shù)值模擬技術(shù)在輔助給水系統(tǒng)調(diào)試中的應(yīng)用
• 核電廠1E級(jí)直流和UPS系統(tǒng)旁路穩(wěn)壓器的新控制策略及實(shí)現(xiàn)
• 基于核電廠高加測點(diǎn)數(shù)據(jù)實(shí)時(shí)預(yù)測模型的樣本遷移學(xué)習(xí)方法研究
• 制備工藝對(duì)NbMoTaW系難熔高熵合金涂層微觀組織、硬度和摩擦磨損行為的影響
• 基于功能需求的核電廠嚴(yán)重事故監(jiān)測范圍分析
• 嚴(yán)重事故下非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)行為研究
• 基于神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)的核電廠設(shè)備關(guān)鍵指標(biāo)故障預(yù)警系統(tǒng)開發(fā)
• 數(shù)字化反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)信息安全與功能安全協(xié)調(diào)設(shè)計(jì)研究
• 鈉冷快堆喪失蒸汽發(fā)生器模塊后的不對(duì)稱運(yùn)行工況設(shè)計(jì)方法研究
• 核事故應(yīng)急交通網(wǎng)絡(luò)撤離時(shí)間可靠性研究
• 先進(jìn)壓水堆核電廠LOCA疊加ATWS事故分析及敏感性研究
• 壓水堆燃料組件變形的中子學(xué)分析
• 某核電廠燃料包殼破損監(jiān)測技術(shù)研究
• 三門核電一回路溶解氫控制方法的分析與實(shí)踐
• 催化聯(lián)氨應(yīng)用于蒸汽發(fā)生器濕保養(yǎng)的問題及探討
• 三門核電二回路腐蝕產(chǎn)物遷移計(jì)算方法開發(fā)及應(yīng)用
• 壓水堆技術(shù)與智慧核電展望