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特约稿
关于人工智能在核能领域应用的若干思考 谭思超;李桐;刘永超;梁彪;王博;沈继红;1-8
堆芯物理与热工水力
基于精细燃耗历史及精细燃耗链的球床高温气冷堆燃耗不确定性分析 崔梦蕾;郭炯;王毅箴;刘保坤;孔勃然;朱凯杰;李富;9-14
通用型中子输运程序VITAS应用研究 张滕飞;殷晗;孙启政;肖维;15-23
基于改进变分节块法的共轭中子通量密度计算技术 梁博宁;吴宏春;李云召;24-29
压水堆高保真换料循环计算功能开发与验证应用 王习宁;刘宙宇;周欣宇;温兴坚;曹璐;张思凡;许晓北;易思宇;李帅铮;李帆;苏鑫;30-36
定位绕丝结构对棒束通道热工水力特性影响数值分析 刘思超;刘余;田瑞峰;杨小磊;陈曦;李小畅;37-42
基于加热壁面能量平衡的窄矩形通道内CHF机理模型 闫美月;邓坚;潘良明;马在勇;李想;万灵峰;何清澈;43-47
基于CFD的铅铋快堆上腔室降阶热分层模型开发 杨涛;赵鹏程;赵亚楠;于涛;48-53
基于开放栅格结构的空间堆三维热工水力特性研究 王志鹏;赵晶;石磊;54-61
相界面浓度输运方程在一维两流体模型中的应用研究 沈梦思;林萌;62-68
矩形窄通道内汽泡滑移与冷凝前期生长模型研究 张林;刘汉周;刘晓晶;陈勇;陈德奇;69-76
仿生导叶对CAP1400主泵性能影响研究 刘昊然;鲁业明;王晓放;李家玲;张志刚;77-83
压水堆管道小破口蒸汽临界流泄漏实验研究 朱梦馨;殷松涛;王海军;王宁宁;84-90
Cr涂层锆包壳池式沸腾传热实验研究 曾谢虎;陈志强;文青龙;杜强;张瑞谦;杜沛南;91-97
液态铅铋合金湍流普朗特数及RANS模型优选 邓诗雨;卢涛;邓坚;张喜林;朱大欢;98-103
核燃料及反应堆结构材料
C离子辐照对核级石墨硬度和杨氏模量影响研究 郭丽娜;卞伟;彭顺米;104-108
压水堆燃料组件抗震试验研究 郭严;张国梁;张艳红;李伟才;胡晓;古成龙;109-115
中子辐照对Cr涂层锆合金力学性能的影响 吴亚贞;席航;李国云;刘晓松;张海生;孙凯;宁知恩;方忠强;刘莎莎;116-121
Cr涂层锆合金包壳模拟LOCA试验研究 王占伟;严俊;彭振驯;任啟森;廖业宏;李思功;赵亚欢;122-128
压水堆燃料组件附加质量仿真研究 郭严;张国梁;刘欢;李伟才;129-135
耐事故燃料用于高性能压水堆的分析研究 尹春雨;高士鑫;钱立波;秦雪;吴磊;张渝;崔怀明;肖忠;苏光辉;136-144
结构力学与安全控制
高温堆燃料贮罐结构-性能-成本一体化多目标优化设计 郝予琛;李悦;王金华;龚梦航;吴彬;王海涛;马涛;刘兵;145-151
残余应力作用下的不锈钢管道环向穿壁裂纹闭合效应研究 刘震顺;张晟;毛庆;郑向远;152-158
考虑自诊断的反应堆保护系统停堆功能可靠度评估模型研究 王明洋;张蔚;徐冬苓;程玉玉;郑明光;159-165
核动力厂物项安全分级中的剂量准则研究 赵丹妮;何凡;庞宗柱;孙造占;刘宇;杨志义;166-171
回路设备与运行维护
核主泵流体动压轴封副密封摩擦特性与寿命的试验方案研究 丛国辉;张翊勋;段远刚;172-176
核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性研究 黎义斌;瞿泽晖;郭艳磊;李冬浩;杨从新;潘军;王秀勇;177-184
大亚湾核电站数字化改造项目关键敏感设备降级措施研究 徐颖;张国军;赵浩;王志先;赵岩;185-190
核电厂凝汽器汽流激振问题研究与预防 祖帅;陈杰;车银辉;汪国山;赵清森;张强;吴振鹏;191-197
燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析 陈小强;尹淑华;魏学虎;吕炜枫;熊军;198-202
十八胺在碳钢表面吸附和成膜的分子动力学研究 李超;黄军林;王露;周克毅;203-209
液态燃料钍基熔盐实验堆主体装置厂房总体布置研究 贝晨;贾小攀;薛静;王振中;210-215
核反应堆系统设计技术重点实验室专栏
不同初因事件下的两相排放过程热工水力特性研究 喻娜;吴丹;黄涛;王泽锋;216-221
超高通量快中子试验堆堆芯初步概念设计 蔡云;王连杰;汪量子;夏榜样;娄磊;张斌;张策;胡钰莹;222-226
环形元件超高通量堆堆芯初步概念设计 王连杰;蔡云;汪量子;夏榜样;娄磊;张斌;张策;胡钰莹;227-231