核動(dòng)力工程(2024年05期)
Nuclear Power Engineering

目 錄

• 非結(jié)構(gòu)網(wǎng)格變分節(jié)塊法在氦氙冷卻小型反應(yīng)堆中的應(yīng)用
• 長(zhǎng)壽期小型鉛基快堆反應(yīng)性控制研究
• 基于任意四邊形網(wǎng)格和保角變換的中子擴(kuò)散求解方法研究
• 空間核反應(yīng)堆動(dòng)力學(xué)沖擊引起的反應(yīng)性變化研究
• 基于徑跡長(zhǎng)度估計(jì)法的函數(shù)展開計(jì)數(shù)法在蒙特卡羅程序RMC中的實(shí)現(xiàn)和優(yōu)化
• 搖擺條件下螺旋管內(nèi)兩相流動(dòng)不穩(wěn)定性研究
• 魚鱗仿生強(qiáng)化傳熱管內(nèi)流體對(duì)流傳熱特性和熵產(chǎn)分析
• LOCA工況下事故容錯(cuò)燃料對(duì)燃料棒性能影響的初步分析研究
• 核反應(yīng)堆內(nèi)高溫條件下膨脹對(duì)控制棒下落的影響分析
• 基于ACENA程序的鳳凰堆自然循環(huán)試驗(yàn)數(shù)值模擬
• NHR200-Ⅱ臥式蒸汽發(fā)生器的比例縮放試驗(yàn)設(shè)計(jì)
• 耐事故燃料研發(fā)進(jìn)展及技術(shù)發(fā)展趨勢(shì)
• 基于同心圓柱結(jié)構(gòu)的附加質(zhì)量與流體阻尼特性研究
• 溶液堆過量放射性釋放風(fēng)險(xiǎn)的PSA事件樹研究
• 基于APROS的核電系統(tǒng)建模與控制方法研究
• 基于動(dòng)態(tài)事件樹的核電廠全廠斷電事故分析
• 基于等效熱網(wǎng)絡(luò)法的控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)溫升分析
• EPR核電機(jī)組電動(dòng)閥門調(diào)試過程中的共性故障及解決方法
• 乏燃料水池S32101雙相不銹鋼覆面水下激光焊接維修系統(tǒng)與焊接工藝研究
• 穩(wěn)壓器波動(dòng)管接管與底封頭焊縫相控陣超聲檢測(cè)技術(shù)研究
• 超高通量堆輻照生產(chǎn)²⁵²Cf關(guān)鍵因素研究
• 正交實(shí)驗(yàn)方法在燃料元件性能分析測(cè)試算例設(shè)計(jì)中的應(yīng)用
• 基于子通道-CFD耦合程序的棒束通道多尺度耦合模擬研究
• 斯特林動(dòng)力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)性能及應(yīng)用技術(shù)研究
• 基于VSOP的球床式高溫氣冷堆隨機(jī)倒料初步研究
• 基于算符分裂、Picard和JFNK統(tǒng)一耦合框架COME求解不同核反應(yīng)堆模型的研究
• CRANE/EAGLE高保真多物理耦合軟件系統(tǒng)的初步工程驗(yàn)證
• 預(yù)氧化鋯合金包殼在高溫高壓水中的微動(dòng)磨損行為研究
• 田灣核電站多機(jī)組群堆運(yùn)行的安全管理策略與實(shí)踐
• 秦山第二核電廠1、2號(hào)機(jī)組核功率測(cè)量系統(tǒng)升級(jí)改造設(shè)計(jì)