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核動力工程(2024年06期)
Nuclear Power Engineering
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- 基本信息
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:中國核動力研究設計院
:雙月
:0258-0926
- 出版信息
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: 工程科技II
: 核科學技術
:7386篇
- 評價信息
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:0.299
:0.232
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目 錄
- 兩步解譜法程序的開發(fā)與驗證
- 基于釷钚燃料的熱管冷卻微堆堆芯物理特性分析
- 基于BP神經網絡的反應堆堆外探測器響應快速分析方法研究
- 空間核反應堆異常再入高溫高速撞擊模擬試驗中熱響應特性研究
- SST k-ω-γ模型修正及其對螺旋管內層流向湍流轉捩過程的預測
- 基于可解釋機器學習的超臨界流體傳熱特性預測與分析
- 橫流作用下射流降膜變形與破碎過程研究
- 熱工參數偏離對直流蒸汽發(fā)生器穩(wěn)態(tài)特性影響實驗研究
- 基于數值方法的燃料組件格架熱擴散特性研究
- 壓水堆燃料組件軸向剛度模型及影響因素分析研究
- 鈾電解精煉過程中濃差極化及電極動力學的模擬研究
- 高溫氣冷堆主控室振動噪聲模擬研究
- Inconel 690蒸汽發(fā)生器傳熱管微振磨損的極限尺寸研究
- 核電廠嚴重事故設備可用性鑒定方法和要求研究
- 基于脈沖型中子探測器信號特性的核信號發(fā)生器研究
- 大亞灣核電站DCS改造全范圍閉環(huán)測試系統(tǒng)研制與應用
- 基于ESO-MPC的核電廠協調系統(tǒng)優(yōu)化控制研究
- 小型壓水堆核蒸汽供應控制系統(tǒng)參數多目標優(yōu)化研究
- TOPAZ-Ⅱ空間核反應堆電源始發(fā)事件分析
- LOCA下氦氙氣冷反應堆系統(tǒng)安全特性分析
- IDHEAS人因事件相關性分析方法應用研究
- 壓水堆機組一回路環(huán)境促進疲勞分析方法研究
- 華龍一號核電機組運行圖優(yōu)化研究
- 熱管失效對高溫熱管管束及基體影響實驗研究
- 高溫流動液態(tài)金屬腐蝕裝置設計及實驗研究
- 高耐蝕含鋁奧氏體不銹鋼在超臨界水中腐蝕行為研究
- 緩解鉛鉍快堆冷卻劑腐蝕的最優(yōu)化氧含量控制策略研究
- 基于DPM方法的安全殼內氣溶膠輸運特性初步研究
- 事故容錯燃料對核電廠安全影響評價
- 接地測量型電容式棒位傳感器的靈敏度分析模型研究