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《核动力工程》2022年01期

 
目录
特约稿
船用核动力的发展特点与启示卢川;王仲辉;于俊崇;1-6
堆芯物理与热工水力
六角形布置反应堆高保真物理计算方法研究与验证
陈俊辑;刘宙宇;曹璐;曹良志;7-14
熔融池相变传热特性的大涡模拟数值研究
席治国;张卢腾;胡钰文;宫厚军;马在勇;孙皖;周文雄;潘良明;15-21
低流量工况下燃料组件优化设计研究郑晓;罗涵禹;杜鹏;邱志方;田野;22-27
压水堆SBLOCA事故环路水封清除现象机理与模型影响研究朱东来;杨军;周夏峰;邓程程;丁书华;李仲春;黄涛;28-34
单棒通道流动振荡诱发沸腾临界可视化实验研究
刘海东;陈德奇;秦江;刘汉周;颜培刚;刘伟;35-41
单棒垂直方形通道临界热流密度实验研究刘伟;郭俊良;张丹;桂淼;胡迎;刘扬;42-47
考虑管路中冷却剂动能的反应堆冷却剂泵惰转计算模型
焦喆;蔡龙;张丽平;胡雷;刘祥松;48-51
压水堆燃料组件轴向格架的中子学影响研究黄星;万承辉;李云召;吴宏春;顾蔚泉;蔡光明;徐嘉隆;52-56
CENDL-3.2与ENDF/B-Ⅷ.0的56Fe评价截面对屏蔽计算影响研究
张斌;马续波;胡馗;陈义学;吴海成;57-63
基于无量纲准则数的整体效应试验数据适用性验证方法探究
张雪艳;邓程程;朱东来;陈伟;丁书华;杨军;64-71
关于一维两流体模型中界面阻力计算的研究
叶停朴;程诚;何辉;董献宏;徐海岩;72-77
基于TREND程序的石墨通道液态熔盐堆无保护反应性引入事故初步分析余文;何龙;邹杨;徐博;戴叶;徐洪杰;78-83
基于丝网传感器的5×5棒束通道空泡分布测量研究王颖龙;谢浩;熊进标;杨宜昂;程旭;84-91
管径与倾角对管束外含空气蒸汽冷凝传热影响研究刘诗文;李毅;成翔;边浩志;曹博洋;丁铭;92-96
核燃料及反应堆结构材料
中子辐照对耐事故燃料FeCrAl合金力学性能的影响研究雷阳;张海生;毛建军;刘晓松;乔英杰;王鹏;吴亚贞;肖文霞;97-101
基于多物理场耦合的U3Si2燃料与双层SiC包壳组合的轻水堆燃料性能分析尹春雨;刘荣;焦拥军;邱晨杰;刘振海;秋博文;高士鑫;邢硕;102-109
基于Fe-H2O、Cr-H2O、Zr-H2O体系的高温电位-pH理论计算杨旸;杨雨;陈云明;曹骐;熊伟;鲁芸芸;伍晓勇;110-115
燃料棒包壳管内表面残留氟含量测定方法研究安身平;李书良;廖志海;黄新树;宁伟;任黎平;116-121
定位格架防勾挂与热工性能协同设计研究陈杰;陈平;庞华;雷涛;蒲曾坪;邓霜;彭园;任全耀;粟敏;122-126
安全与控制
控制棒下行运动特性影响因素分析李恬;魏炳乾;黎闫;杨振东;李市双;127-132
基于LSSVM的核电厂稳压器压力控制系统隐蔽攻击方法研究王东风;李其贤;黄宇;徐璟;王彪;133-140
控制棒驱动机构响应时间测试与数据分析蒋学俊;后接;李琴;魏永波;赖伟;141-147
基于主元分析的小型压水堆故障检测和辨识方法研究曹桦松;孙培伟;148-155
氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究
宋建;余红星;邓坚;向清安;何晓强;156-162
MBSE在核电设计中的初步应用研究朱俊志;杨珏;万蕾;时维立;刘永康;163-168
二维三氧化钨纳米结构的合成及其在光电探测器中的应用孙聪健;黄有骏;王银丽;包超;蒋天植;徐青蓝;雷文;赵立;169-174
RPV侧边破口条件下堆外蒸汽爆炸计算分析陈鹏;赵鑫海;展德奎;夏少雄;175-182
IVR策略下一回路晚期再注水压力风险分析王小吉;武铃珺;朱大欢;邓坚;刘丽莉;许幼幼;183-186
回路与设备
输流管网流致振动特性数值模拟研究刘诗文;赫荣辉;杨钊;王嘉瑞;陈爽;赖建永;李毅;187-191
基于高抗震性能的华龙一号蒸汽发生器上部支承设计研究汤臣杭;黄燕;沈平川;何戈宁;余平;苏桐;192-196
其他
数字孪生技术在浮动核电站设计阶段中的应用研究李开宇;蔡琦;才鑫馨;陈玉清;彭柳;张译方;197-201
核级设备鉴定装置γ辐射场计算平台开发
杨毓枢;刘吉珍;王旭;陈嘉浪;漆明森;张莹;202-207
船用堆辐射屏蔽优化设计平台开发与验证李玥航;于涛;陈珍平;甘斌;鲜希睿;牛昊轩;208-214
基于PSA分析事故序列场内工作人员辐射风险研究周静;吕炜枫;冉文王;宫权;熊军;215-220
8%载银丝光沸石对气态碘的吸附动力学研究熊伟;张劲松;曹骐;陈云明;杨雨;鲁芸芸;杨旸;汤嘉;王海军;刘辰龙;221-225
核反应堆系统设计技术重点实验室专栏
基于空气冷却的熔盐堆非能动余热排出系统优化设计
张卓华;付瑶;孙微;冉旭;李峰;鲜麟;苏东川;何晓强;226-231
国产反应堆压力容器用16MND5钢的蠕变损伤本构模型研究
苏东川;张瀛;杜娟;孙英学;傅孝龙;李辉;邵雪娇;郭素娟;232-237
六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析魏彦琴;黄世恩;王连杰;娄磊;操节宝;蔡云;238-241
六边形套管型燃料堆芯核设计专用程序试验验证王连杰;魏彦琴;黄世恩;娄磊;马永强;操节宝;242-245
《核动力工程》投稿须知246
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