核科學與工程
- 研究堆可靠性數(shù)據(jù)的收集與處理方法研究
- 全球研究堆的主要用途及發(fā)展趨勢研究
- 動態(tài)刻棒技術的應用
- NHR200-Ⅱ定位格架整體承載能力試驗研究
- 大型壓水堆堆芯燃料管理策略靈活性研究
- 驅動桿位置對控制棒驅動機構軸向傳熱特性的影響
- 超溫超功率保護半實物仿真系統(tǒng)的設計及驗證
- 中國鉛基合金冷卻研究堆包容體系統(tǒng)初步設計研究
- 基于相似性評價的輻射輸運計算建模方法研究
- 基于認知的數(shù)字化核電站人機接口設計
- 核電廠小支管振動評定方法與減振技術研究
- 核島安全殼截錐體中模擬澆筑自密實混凝土時鋼襯里的應力監(jiān)測與分析
- 三代壓水堆核電站核島主設備安全特征分析
- 核安全1級設備線型支承分析方法研究
- 非能動安全殼嚴重威脅狀態(tài)下的氫氣風險分析
- 恰希瑪核電廠二號機組嚴重事故預防和緩解措施的分析及實施
- 外部水淹事故對核電廠安全影響分析
- 重水堆核電廠典型嚴重事故氫氣風險分析
- 標準監(jiān)管PSA模型開發(fā)與應用
- 壓水堆堆芯中應用可燃毒物的兩個重要實驗
- 超臨界水堆鈾釷混合燃料組件中子學特性分析
- 核燃料元件制造廠流出物放射性監(jiān)測現(xiàn)狀和建議
- 乏燃料后處理廠廢氣處理系統(tǒng)化學安全問題分析
- 水滴與液態(tài)金屬錫相互作用實驗研究
- 粗孔活性硅膠從含鈾廢水中吸附鈾的研究
- 基于SOP的核電廠操縱員監(jiān)視過程馬爾可夫模型