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  • HFETR氙毒效应计算分析
  • 使用数值方法并通过程序的改进完善,在高通量工程试验堆(HFETR)某炉次装载方案的基础上进行不同工况下的氙毒效应计算研究,得到HFETR以不同功率运行相同积分功率、以不同功率运行不同积分功率后紧急停堆的氙毒效应曲线。结果表明理论计算与HFETR实际运行工况相符,对HFETR安全运行具有指导意义,本文计算研究结果已成功应用到HFETR实际运行中。
  • 空间核热推进粒子球床堆慢化剂温度效应分析
  • 空间核热推进(SNTP)粒子球床堆(PBR)呈现正的慢化剂温度效应,影响反应堆运行安全。基于PBR堆芯物理模型,采用蒙特卡洛中子.光子输运程序(MCNP)对PBR堆芯慢化剂温度系数进行计算。从中子平衡的角度分析慢化剂升温前后堆芯内中子能谱、中子产生率、中子吸收率和中子泄漏率的变化。结果表明:7LiH升温后,堆芯总的中子消失率(吸收率和泄漏率)的增量要比中子产生率的增量少得多,使得PBR堆芯表现出正的慢化剂温度效应,且低温时正温度系数值较大。
  • 不同算法的复杂燃耗链求解对比分析
  • 复杂燃耗链的求解在许多方面都有重要的应用。ORIGEN-S程序是广泛使用的复杂燃耗链求解工具,本文将介绍其基本原理,并通过导出ORIGEN.S随燃耗变化的燃耗矩阵,使用切比雪夫有理近似的方法进行求解,对比不同算法在复杂燃耗链求解中的差异。结果证明,对于大部分核素,2种算法的偏差非常小,但由于ORIGEN-S假设长半衰期核素生成的短半衰期核素处于平衡状态,使得部分核素浓度的计数结果偏于保守,随着燃耗的加深这种偏差逐渐减小。
  • 对角隐式龙格库塔法在点堆动力学中的应用
  • 点堆动力学方程刚性比较强,采用常规全隐式龙格库塔方法则求解耗时多。对角隐式龙格库塔方法保留全隐式龙格库塔善于求解刚性方程的特点,同时又大大降低计算量。通过嵌入低阶龙格库塔方法,实现自适应时间步技术,提高计算效率。通过计算阶跃、线性、正弦3种反应性变化基准题,计算结果表明该方法和其他方法结果符合很好,而且相对于口方法能够在相同的计算时间内给出更加精确的解,特别是在快速插入线性反应性的情况下。
  • 轴向非均匀加热DNB型临界热流密度理论预测
  • 基于微液层蒸干的临界触发机理,构建非均匀加热下的偏离核态沸腾(DNB)型临界预测模型。模型通过对临界触发点上游的非均匀热流分布进行沿程积分来确定临界位置附近的局部热工水力特性,通过临界点当地热流密度作用下汽块覆盖的微液层是否蒸干判断临界的发生,结合轴向功率分布曲线在流道沿程进行搜索来获取临界发生位置,最终实现了对轴向非均匀加热下DNB型临界热流密度的理论预测。分别采用人口峰、中间峰及出口峰功率曲线下的临界实验结果对该模型及功率因子修正法的预测能力进行对比验证。相对于功率因子修正法,所构建非均匀加热临界模型在3种不同功率曲线分布下均展示了较为准确的临界值和临界位置预测能力,其预测结果要优于功率因子修正法。
  • 竖直窄缝过冷沸腾实验模型及数值模拟
  • 基于常压下竖直窄缝通道的过冷沸腾实验结果,提出了2mm窄缝通道的壁面核化数值新模型,模型包括:汽化核心密度、气泡脱离直径、气泡脱离频率和核化起始点(ONB)关联式。分别采用新模型和CFX模型对典型实验工况进行数值模拟分析,模拟结果与实验的壁面温度和平均壁面温度结果吻合较好。详细讨论了2个模型中的3个主要关联式的差异,最后讨论了ONB模型对过冷沸腾数值模拟结果的影响。结果表明,考虑ONB模型的新核化模型能更准确地预测窄缝通道过冷流动沸腾传热特性。
  • 典型超临界二氧化碳强迫对流传热关联式评价分析
  • 对不同类型的超临界二氧化碳(S-CO2)强迫对流传热关联式进行分类整理,并基于公开发表的实验数据,对典型S-CO2强迫对流传热关联进行评价。结果表明:传热关联式在拟临界区域预测结果与实验结果存在较大偏差,在传热退化恢复阶段预测能力较差;Dong Eok Kim和Moo Hwan Kim关联式预测结果与实验数据吻合相对较好,84.53%的预测值与实验值偏差在士30%以内。结合评价结果对典型传热关联式的结构特点进行了分析讨论。
  • PRS换热器蒸汽凝结换热模型研究
  • 使用RELAP5/MOD3.2程序对某型核动力装置二次侧非能动余热排出系统(PRS)1:1实验装置进行稳态计算,一些工况下计算结果同实验结果偏差较大。研究了汽.液界面剪切应力及系统高压等条件对层流和湍流状态下竖直管内蒸汽凝结模型的影响,并对模型进行了改进。改进后的RELAP5程序对该系统1:1实验装置进行稳态和瞬态计算,计算结果同实验结果符合良好。
  • 竖直圆形通道周向均匀和非均匀加热临界热流密度实验研究
  • 以混合堆次临界包层为研究对象,开展对竖直圆形通道的均匀加热和非均匀加热条件下的临界热流密度实验。基于均匀加热实验获得实验关系式,并通过数据统计规律的分析和与现有关系式的比较,验证本实验关系式的准确性和可靠性。以该实验关系式作为基础,比较周向非均匀加热效应对临界热流密度的影响。结果表明:偏心管形式的周向非均匀加热的临界热流密度受质量流速的影响不大,在低含汽率下低于均匀加热的预测结果,在高含汽率下高于均匀加热的预测结果;二者比值随含汽率呈线性关系。
  • 壁面过冷度对水平管内含空气蒸汽冷凝换热影响
  • 为研究壁面过冷度对含不凝性气体蒸汽流动冷凝换热能力的影响,分别进行水冷却与空气冷却条件下空气.蒸汽混合气在水平管内的流动冷凝实验,分析空气人口质量分数,混合气入口流速以及管外冷却剂体积流量变化时,管内局部换热系数随壁面过冷度的变化规律。结果表明:在环状流及波状流范围内,局部换热系数随壁面过冷度的增加而增大;在分层流范围则随壁面过冷度的增加而减小;空气含量与混合气流速的增加,会使得环状流和波状流下壁面过冷度增大对冷凝换热能力的促进作用更为显著。
  • 带内表面缺陷TA16管的高周疲劳性能研究
  • 采用无损探伤方法,选取新旧2种工艺带内表面缺陷的TA16钛合金管管材进行轴向应力控制的高周疲劳试验。新工艺管内壁缺陷宽而平滑,旧工艺管内壁缺陷呈裂纹或锯齿状。超声检测结果表明,25%-90%的旧工艺TA16管的疲劳寿命在1×105^次~6X105^次;新工艺管材的疲劳寿命均在10‘次以上。分析表明,高周疲劳断口无法直接观察疲劳裂纹源,但裂纹扩展方向由管内壁向外壁发展,说明管的表面状态对材料的疲劳性能有一定的影响。
  • 核燃料颗粒涂铌沉积室内流态化与CVD反应的耦合数值模拟研究
  • 利用Euler.Euler方法对沉积室内的气固两相流场进行计算流体力学(CFD)模拟计算,利用HSCChemistry软件对还原反应产物进行稳态模拟计算,并将还原反应的计算结果与流场分布的计算结果相结合,拟合得到沉积室内的速度场和组分浓度场。研究结果表明,沉积室内燃料颗粒分布不均匀,在沉积室内存在局部颗粒堆积现象;床料粘结现象可能是由于还原反应副产物低价氯化铌的熔化产生的粘性力引起,沉积室内反应速率及NbCI,流量的不均匀性导致副产物生成量大幅提高,进而促进床料的粘结。
  • 304L奥氏体不锈钢搅拌摩擦焊与TIG焊接头的微观组织与性能
  • 采用搅拌摩擦焊和钨极惰性气体保护电弧焊(TIG)分别对3mm厚304L奥氏体不锈钢进行焊接,对比分析2种焊接方法下接头的微观组织和抗拉强度。304L不锈钢的搅拌摩擦焊焊接接头由焊核区、热力影响区、热影响区及轴肩变形区组成;焊核区组织为均匀细小的动态再结晶组织,热力影响区组织发生明显的塑性变形,而热影响区仅受到热的作用晶粒有所长大;TIG焊接头组织由呈胞状树枝奥氏体晶和呈蠕虫状或板条状铁素体组成。结果表明:2种焊接方法获得的接头强度相似,都略高于母材强度。
  • 核动力装置冷启堆自动控制方法研究
  • 针对核动力装置冷启堆自动控制问题,确定总体控制策略,并采用不同控制方法,分别设计启堆过程不同阶段的一回路平均温度、稳压器温度、压力、水位,以及蒸汽发生器(SG)二次侧蒸汽压力的控制算法;采用基于RELAP5和SIMULINK的核动力装置控制综合仿真平台对启堆过程进行仿真计算。结果表明,所设计的控制方法能够实现反应堆从冷态停堆到具备带负荷运行条件的全过程自动控制,并满足启堆操作规程和安全性的要求。
  • 核电厂主管道事故工况载荷组合合理性研究
  • 为证明核电厂主管道事故工况下安全停堆地震(SSE)和冷却剂丧失事故(LOCA)载荷组合的合理性,需论证SSE和LOCA不会同时作用在主管道上。采用概率统计学方法分析得到SSE和LOCA事故为不相关事件时,核电厂主管道同时发生SSE和LOCA的概率低于核电厂设计考虑的概率;采用确定性方法分析得到即使主管道上存在可探测的泄漏裂纹,SSE也不是导致LOCA发生的诱导因素。因此,在主管道设计中假设SSE和LOCA不同时发生是合理的;在主管道应力分析中将SSE和LOCA产生的载荷按照平方和平方根的组合方式进行组合是保守的,能够保护公众的健康和安全。
  • 基于模拟实验装置的控制棒驱动机构移动线圈临界电流研究
  • 针对压水堆核电厂控制棒驱动机构的移动线圈附近机械及磁路结构,制作比例为1:2的简化模拟实验装置测试研究移动衔铁的运动特性。针对该模拟实验装置采用磁路计算和ANSYS有限元计算开展了移动线圈临界电流的影响因素的理论分析。理论计算与实验测试结果对比显示:ANSYS有限元法计算结果与试验测试达到较好的吻合。依据ANSYS有限元法理论计算结果,降低隔磁片磁导率、增加隔磁片厚度均可提高临界释放电流。导磁材料磁导率、提升负载、以及提升问隙均对移动衔铁的临界提升电流和/或临界释放电流产生显著影响。
  • 基于鲁棒滤波理论的钒自给能探测器动态补偿算法研究
  • 先进堆芯监测系统中的钒自给能探测器信号可用于重构堆芯的三维功率分布。由于自给能探测器对通量变化的响应存在延迟,为保证中子通量测量的准确性,需要对自给能探测器的输出响应进行动态补偿。本文基于鲁棒性滤波理论进行了钒自给能探测器响应延迟消除的算法研究,将相应滤波器的设计转化为线性矩阵不等式(LMI)的求解。数值模拟结果表明基于鲁棒滤波理论设计的3种滤波器均可以起到良好的延迟消除效果,并且可以有效抑制噪声的放大。
  • 微破损燃料组件离线检漏装置研制
  • 为解决不能脱水的微破损已辐照浅燃耗燃料组件离线检漏的问题,进行了燃料组件检漏技术方案、抽气技术和检查工艺研究。利用低温吸附和抽气载带的方法,解决水中放射性气体的检测问题。基于以上研究成果研制了检漏装置,并进行试验验证。该检漏装置对。137Cs检出限为0.5Bq/L,对。85Kr的检出限为19Bq/L。
  • 非能动余热排出系统泄漏监测方法研究
  • 以模块化小型压水堆(ACP100)非能动余热排出系统为对象,建立系统进口管段一维传热模型,研究进F1管段传热特性及系统泄漏瞬态,一维模型计算结果与j维模型基本吻合。分析结果表明,温度计测点设置在进口管高点下游的0.3m外可以避免热源的影响;通过温度可以监测和量化泄漏率,泄漏率越高,测点最高温度就越大;当泄漏率高于8×10-4m3/h时,可以忽略泄漏过程中轴向传热的影响。
  • RtCM方法在某核电厂汽水分离再热器系统的应用实践
  • 以可靠性和技术特性为中心的维修(RtCM)方法是确定资产预防性维修需求、优化维修制度的一种系统工程方法。介绍以RtCM方法的分析流程和特点,并以某核电厂汽水分离再热器系统为应用试点,详细阐述RtCM实施过程、设备维修策略优化的效益。实践表明,RtCM分析方法通过引入故障模板、技术特性分析、设备分级和定量化分析,提高了分析效率,对提高系统设备可靠性发挥了重要作用。
  • 稳压器安全阀泄漏原因分析
  • 针对稳压器安全阀在使用现场试验时出现的泄漏问题开展专项研究,全面展开包括拆检、零部件外观和关键尺寸检查、初步原因分析、原因分析结果排查、同轴度检测、释放阀对比试验、零部件更换、冷态密封性试验和热态试验的工作,找出安全阀故障的主要原因,制定和实施相应的改进措施对4台稳压器安全阀进行修复。试验结果表明,找出的故障主要原因准确,制定的改进措施得当。改进后产品出厂的检验和试验表明,稳压器安全阀的质量已得到根本改善,全面提高了产品的可靠性。
  • 反应堆下堆芯支撑板热处理变形的原因分析及修复
  • 海阳核电厂l号核电机组堆内构件在制造过程中因热处理变形导致下堆芯支撑板平面度和燃料组件定位销孔的位置度超差。设计方在原因分析后给出了返修的处置意见,并提供了返修的方案。本文围绕该l号机组下堆芯支撑板的超差情况,对产生超差的原因进行了叙述,并介绍返修方案和返修情况。
  • 核电厂反应堆保护系统故障检测设计
  • 反应堆保护系统是核电厂仪控系统的核心部分。为探测保护系统设备的故障,验证系统的可用性,确保核电厂的安全,需对保护系统进行定期故障检测。本文介绍了基于TriconVIO可编程逻辑控制器(PLC)系统的海南昌江核电厂反应堆保护系统故障检测设计以及故障检测的范围与功能,并对其特点进行了分析。
  • 温度-功率曲线对机械补偿控制策略运行影响研究
  • 以秦山第二核电厂反应堆为研究对象,研究了不同反应堆温度-功率曲线对机械控制补偿(MSHIM)运行策略的影响。结果表明,通过对反应堆温度.功率曲线的优化,可以缩减负荷跟踪过程中对控制棒的移动范围,进而支持幅度更大的MSHIM负荷跟踪。
  • 在役检查设备运载过程的运动仿真
  • AP1000压水堆核电厂的蒸汽发生器与主泵连接焊缝具有在役检查要求。基于OpenInventor三维引擎开发的检查设备三维运动仿真路线及运动算法的三维仿真系统,实现了对检查设备运载过程和工作环境的实时仿真监控,提升了检查设备运载过程的直观性,进而提高检查实施活动的安全性。
  • 横向震荡条件下水中气泡速度特性实验研究
  • 针对横向震荡条件下气泡的速度特性进行实验研究。设计横向震荡实验台,通过高速摄像机记录横向震荡条件下气泡的运动状态,通过追踪气泡的运动轨迹,提取气泡的运动参数,得到不同横向震荡周期(T)下气泡的速度和轨迹。对比不同横向震荡T下气泡的运动状态,结果表明:横向震荡引入的附加惯性力和液面晃荡对气泡水平速度、竖直速度和气泡轨迹均有明显影响;横向震荡T越长,气泡水平速度的峰值越大,气泡的轨迹越曲折,气泡竖直速度越小。与附加惯性力相比,流场对气泡的冲击作用对气泡水平速度的影响更大。
  • 多层环形流道阻塞事故三维数值分析初步探索
  • 由环形燃料板组成的多层环形燃料组件容易发生流道阻塞事故,对流道阻塞情况下的流动与换热特性进行研究非常有必要。本文对多层环形流道阻塞事故在进行三维数值分析研究中的基础问题进行探讨,验证尺度化壁面函数在流量持续降低工况下的适用性。对流道入口发生90%堵塞的工况,分别运用速度入口与压力入口的边界条件进行计算,证明压力入口是流道阻塞事故计算流体动力学(CFD)研究保守、可信的边界条件。对堵塞工况进行瞬态与稳态计算,分析流量与功率的再分配。
  • 自然对流条件下PRHEHX传热特性数值研究
  • 采用计算流体动力学(CFD)方法对AP1000非动余热排出热交换器(PRHEHX)进行数值模拟,研究其流动与传热特性。对C型传热管束区采用多孔介质模型处理,同时考虑传热管内一次侧流体到管外二次侧流体耦合换热。通过计算获得不同时刻安全壳内置换料水箱(IRWST)内的温度场和流场分布以及传热管内流体温度沿流动距离的变化特性等参数。
  • 适用于海洋条件的子通道分析程序开发及应用
  • 基于海洋条件分析起伏和摇摆条件下的附加力计算方法,得出典型海洋条件下动量守恒方程的修改方法和压力边界条件修改方法。以此为依据,修改具有自主知识产权的子通道分析程序ATHAS,得到适用于海洋条件下的子通道分析程序ATHAS/OE。运用ATHAS/OE对陆奥反应堆堆芯进行起伏和摇摆条件下的热工水力分析;同时用COBRA.IV进行同样分析,验证ATHAS/OE的正确性。分析结果表明:起伏条件下ATHAS/OE所得计算结果与运用COBRA.IV的计算结果符合良好;起伏和摇摆条件下,子通道出口的质量流速、含汽率、堆芯最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)都呈现周期性振荡;起伏条件下,由于进行了针对振荡加速度场下临界热流密度(CHF)计算的修正,相较于陆基条件下,起伏条件总是降低了堆芯MDNBR;而在摇摆条件下由于并未引入修正CHF计算的数学模型,故堆芯MDNBR的振荡很小。
  • 多区域耦合PGMRES算法用于加速区域分解并行矩阵MOC方法
  • 研究了空间区域分解并行矩阵特征线方法(MOC)及相应的多区域耦合并行广义极小残差法(PGMRES)加速算法。该算法基于PETSc并行数值库,直接耦合求解内边界角通量,可大幅提高收敛效率。数值验证结果表明,多区域耦合PGMRES算法具有较高的计算精度和良好的加速效果。
  • 核安全级数字化仪控系统软件可靠性评估
  • 采用核电厂安全审查大纲技术的分支NUREG-0800 BTP7-14分别建立基于贝叶斯(Bayes)网络的阶段评估模型以及综合评估模型。在阶段评估模型中,确立8个阶段,通过13个一级指标、74个二级指标、326个三级指标来完成对软件阶段性的实时评估。选用Hugin贝叶斯网络分析工具,针对测试对象展开预测推理及敏感性分析。经过测试后得到该软件在生命周期不同阶段对标准的符合程度,经综合评估模型推理,可得该软件在标准层面的可靠性指标是98.84%。经敏感性分析,可以定性地发现软件在生存周期中存在的薄弱环节,为评估核安全级数字化仪控系统的可靠性和安全性奠定基础。
  • SiC复合包壳堆内性能初步分析
  • 采用SiC复合包壳作为燃料元件的包壳材料,可为压水堆带来诸多性能提升。为评估SiC复合包壳的堆内性能,基于FUPAC程序开发相应模型对SiC棒的温度、辐照变形、裂变气体释放及内压等进行初步分析。结果表明SiC棒能够满足堆芯设计安全准则。
  • 基于拟静力学方法的HTR-10磁轴承氦风机辅助轴承抗冲击特性研究
  • 对清华大学10Mw高温气冷堆(HTR-10)磁轴承氦风机辅助轴承抗冲击特性进行研究,计算立式转子跌落的冲击作用力,并采用拟静力学分析方法对辅助轴承变形量进行计算。计算结果表明:在不同转速下,立式转子跌落在一定时问后对辅助轴承作用力大致相同,跌落后期接触力达到仅与跌落前转子(包括转子转速、质量等)有关的恒定值;跌落后期辅助轴承变形量与该接触力有关,而辅助轴承变形量在宏观上表现为轴承系统的振动位移。因此,辅助轴承的振动位移量可作为衡量辅助轴承自身状态的参数。
  • CAP系列核电厂废液处理系统树脂选型研究
  • 针对中国先进压水堆(CAP)系列三代核电厂新型核级树脂的选型设计,选用2种不同交联度(16%与8%)的凝胶型阳离子交换树脂,通过动态模拟试验评估产品性能指标差异可能造成树脂运行方面的影响。结果表明:交联度较高(如16%)的均粒树脂在去污能力、运行寿命、运行压差及经济性等方面更具优势,故CAP系列放射性废液处理系统离子交换工艺设计推荐采用高交联度的树脂。
  • 超临界水冷堆系统国际研发动态与启示
  • 基于各国的核战略和科技发展规划,日本、欧盟、加拿大、俄罗斯、中国等均致力于推动超临界水堆(SCWR)技术的发展并已取得相应的研究成果。从系统研发角度概述国际SCWR的研发动态,综合介绍中国加入GIF-SCWR后的技术总概和下一步的研发计划,提出中国SCWR后续研发工作的建议。
  • HFETR氙毒效应计算分析(王皓;刘水清;马立勇;杨斌;康长虎)
    空间核热推进粒子球床堆慢化剂温度效应分析(姜夺玉;江新标;王立鹏)
    不同算法的复杂燃耗链求解对比分析(唐松乾;肖锋;谭怡;魏述平)
    对角隐式龙格库塔法在点堆动力学中的应用(张知竹;蔡云[1,2];彭星杰[1,2];李庆;秦冬)
    轴向非均匀加热DNB型临界热流密度理论预测(赵大卫;刘文兴;熊万玉;昝元峰;杨祖毛)
    竖直窄缝过冷沸腾实验模型及数值模拟(陈畏蒺;杨立新;张虹)
    典型超临界二氧化碳强迫对流传热关联式评价分析(黄彦平;刘生晖;刘光旭;王俊峰;昝元峰;郎雪梅)
    PRS换热器蒸汽凝结换热模型研究(饶彧先;于雷;傅晟威)
    竖直圆形通道周向均匀和非均匀加热临界热流密度实验研究(彭劲枫;徐建军;黄彦平;刘文兴;黄洪文;彭述明)
    壁面过冷度对水平管内含空气蒸汽冷凝换热影响(徐慧强;孙秋南;谷海峰;李昊;孙中宁)
    带内表面缺陷TA16管的高周疲劳性能研究(何琨;赵宇翔;党莹;王理;蒋帆)
    核燃料颗粒涂铌沉积室内流态化与CVD反应的耦合数值模拟研究(李统业;王辉;陈建华;潘小强)
    304L奥氏体不锈钢搅拌摩擦焊与TIG焊接头的微观组织与性能(徐蒋明;徐春容;樊保全;王世忠)
    核动力装置冷启堆自动控制方法研究(余刃;陈智;杨怀磊;陈玉昇;肖凯;刘洋)
    核电厂主管道事故工况载荷组合合理性研究(艾红雷;谢海;何风;王新军;卢喜丰)
    基于模拟实验装置的控制棒驱动机构移动线圈临界电流研究(段远刚;强文江;兰银辉;黄弋力[1,2];刘飞华)
    基于鲁棒滤波理论的钒自给能探测器动态补偿算法研究(彭星杰[1,2];张知竹;李庆;王侃)
    微破损燃料组件离线检漏装置研制(贾亚青;李成业;李劲松;张劲松;程瑛)
    非能动余热排出系统泄漏监测方法研究(汪宇;陈志辉;郝承明;孙燕;黄伟)
    RtCM方法在某核电厂汽水分离再热器系统的应用实践(程彬;张光辉)
    稳压器安全阀泄漏原因分析(康鹏程;胡俊)
    反应堆下堆芯支撑板热处理变形的原因分析及修复(陈淼鑫;吴志远)
    核电厂反应堆保护系统故障检测设计(岁炜;冯威;刘宏春;王银丽;许东芳)
    温度-功率曲线对机械补偿控制策略运行影响研究(王金雨;王闯;刘同先)
    在役检查设备运载过程的运动仿真(朱性利;田婷;周礼峰;陈姝)
    横向震荡条件下水中气泡速度特性实验研究(文静;谭思超;付学宽;孟涛;宋禹林)
    多层环形流道阻塞事故三维数值分析初步探索(樊文远;郭赞;彭常宏)
    自然对流条件下PRHEHX传热特性数值研究(戈剑;丛腾龙;张文文;田文喜;秋穗正;苏光辉)
    适用于海洋条件的子通道分析程序开发及应用(向熊;单建强;张博)
    多区域耦合PGMRES算法用于加速区域分解并行矩阵MOC方法(吴文斌[1,2];李庆;王侃)
    核安全级数字化仪控系统软件可靠性评估(刘盈[1,2];杨明)
    SiC复合包壳堆内性能初步分析(李文杰;高士鑫;陈平;焦拥军;陈炳德)
    基于拟静力学方法的HTR-10磁轴承氦风机辅助轴承抗冲击特性研究(杨雷[1,2];杨国军[1,2];时振刚[1,2])
    CAP系列核电厂废液处理系统树脂选型研究(刘杰安;柳丹;王鑫;陈斌;翁明辉)
    超临界水冷堆系统国际研发动态与启示(周之人;黄彦平;臧金光;李永亮;肖泽军)
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