核科學(xué)與工程(2024年04期)
Nuclear Science and Engineering

目 錄

• 實(shí)現(xiàn)“雙碳”目標(biāo)的意義與挑戰(zhàn)
• “華龍一號(hào)”核電廠一二回路匹配功能設(shè)計(jì)及驗(yàn)證
• “華龍一號(hào)”設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故輻照鑒定劑量研究
• 核電廠設(shè)計(jì)瞬態(tài)清單及假設(shè)確定方法研究
• 核電廠外部災(zāi)害組合防護(hù)設(shè)計(jì)研究
• 小型壓水堆功率控制系統(tǒng)堆芯換熱系數(shù)不確定性量化研究
• 快堆堆芯三操作頭模型出口冷卻劑溫度振蕩流固傳遞特性實(shí)驗(yàn)研究
• 蒸汽發(fā)生器防振條偏移前后熱工流場(chǎng)影響分析
• 核級(jí)截止閥氣動(dòng)執(zhí)行機(jī)構(gòu)支架地震試驗(yàn)開裂原因剖析
• 四進(jìn)口切向離心噴嘴的設(shè)計(jì)方法和模擬驗(yàn)證研究
• 淺談核能供熱系統(tǒng)的水化學(xué)控制
• 方家山核電廠動(dòng)態(tài)通量測(cè)量技術(shù)的開發(fā)與應(yīng)用
• 核電廠1E級(jí)磷酸鐵鋰蓄電池組設(shè)計(jì)與鑒定
• 氣溶膠過濾用玻纖濾材的耐堿性初步研究
• 小型壓水堆屏蔽泵的屏蔽套渦損計(jì)算方法及應(yīng)用
• 核電廠磷酸鐵鋰蓄電池?zé)崂匣b定研究
• 可用于局部空間氣溶膠凈化的濕法靜電技術(shù)初步試驗(yàn)驗(yàn)證
• 鉛冷快堆主換熱器內(nèi)冷卻劑流動(dòng)換熱特性研究
• 壓水堆蒸汽發(fā)生器二次側(cè)泥渣沉積結(jié)垢分析
• “華龍一號(hào)”機(jī)組瞬態(tài)事件卡棒成功準(zhǔn)則研究
• 基于火災(zāi)燃燒特性及熱解行為核級(jí)電纜試驗(yàn)分析研究
• 核電廠火災(zāi)事故規(guī)程接口設(shè)計(jì)方法研究
• 基于初等效應(yīng)的全局敏感性量化方法優(yōu)化及應(yīng)用
• 浮動(dòng)式反應(yīng)堆事故多艙室三維流動(dòng)對(duì)氣溶膠重力沉降影響的數(shù)值模擬
• 核電廠電源系統(tǒng)的縱深防御設(shè)計(jì)分析
• 浮動(dòng)式反應(yīng)堆事故多艙室氣溶膠擴(kuò)散泳沉積與三維流動(dòng)的耦合數(shù)值模擬
• 核燃料組件格架彈簧壓縮閾值分析
• ZrO₂和UO₂芯塊表面CeB₆涂層的制備和表征
• 鈾釷混合氧化物點(diǎn)陣參數(shù)及溶解性研究
• 高放廢液貯罐罐底殘留物回取方案設(shè)計(jì)及工裝開發(fā)