目录
核反应堆热工水力专题
堵流条件下矩形并联通道非均匀流动传热模拟方法研究 陈佳跃;王泽锋;王啸宇;陈焕栋;1-8
超临界水冷堆CSR150概念设计 甯忠豪;王连杰;卢迪;夏榜样;黄彦平;陈兴;9-13
华龙一号反应堆假想事故下碎片床熔化过程的动态模拟研究 吕超;李根;严俊杰;14-20
基于无人潜航器中的热管冷却反应堆安全分析研究 徐世浩;苟军利;单建强;欧阳泽宇;王政;21-28
ACP100反应堆整体水力模拟试验研究 丁雷;陈星;王典乐;徐建军;眭曦;方颖;孟洋;29-34
摇摆条件下棒束通道流场特性研究 齐超;李鑫;谭思超;程坤;乔守旭;35-39
不同湍流模型对铅-铋凝固模拟的影响研究 曾陈;张蕊;刘茂龙;张伟豪;李俊龙;刘利民;刘莉;顾汉洋;40-45
基于阳极氧化的氧化腐蚀产物沉积层涂层复现方法研究 刘延;刘晓晶;杜思佳;王嘉庚;何辉;46-50
铅水反应中铅铋合金固化的动力学机理研究 张林;刘达霖;邓畅;刘晓晶;51-56
旋向对螺旋管束内铅铋流动传热特性影响的数值模拟研究 沈聪;刘茂龙;程坤;刘利民;徐子伊;顾汉洋;57-61
矩形回路铅铋自然循环稳定性研究 王欣;匡波;王舒婷;胡文军;任丽霞;62-68
螺旋十字型燃料棒中子物理及热工水力性能分析 张涛;韩文斌;申鹏飞;黄善仿;王侃;69-74
卡轴事故下事故容错燃料对核反应堆安全潜在影响分析 吴和鑫;金德升;苟军利;单建强;程毅;75-80
超临界二氧化碳喷射器结构设计与性能研究 冯梦娇;刘旻昀;黄善仿;黄彦平;81-87
棒束通道防腐蚀特性数值研究 王苏豪;李莹;岳倪娜;郭靓;肖辉;娄芮凡;卓文彬;88-94
CSR150反应性控制研究 卢迪;王连杰;夏榜样;黄彦平;姚磊;刘鑫尧;周亚婧;95-100
CFETR COOL包层热-机械性能研究 蒋科成;余毅;马学斌;陈磊;刘松林;101-107
基于分子动力学计算流体临界点预测方法研究 赵学斌;黄彦平;叶绿;108-112
反应堆燃料及材料重点实验室专栏
LOCA事故工况下锆包壳的高温氧化行为研究进展 赵琬倩;贾玉振;裴静远;李国庆;吕俊男;张君松;廖京京;彭倩;119-124
结构参数对铝基泡沫金属屏蔽性能影响研究 吴松岭;叶祝涛;李艾华;李刚;刘晓珍;125-130
Zr-Sn-Nb合金带材力学性能各向异性研究 崔怡然;杨忠波;刘然超;邓传东;王晓敏;邱军;徐春容;131-136
铅铋合金环境中高强AlCrFeNi多主元合金的腐蚀行为 黄赟浩;王健斌;王志军;赵可;137-142
热老化对20Cr25NiNb不锈钢冲击韧性的影响研究 舒茗;孙永铎;郑钰琦;周钦;刘肖;肖军;陈璐瑶;143-146
热时效对含硅铁素体/马氏体钢力学性能的影响 刘肖;王辉;肖军;孙永铎;刘帅洋;张金钰;147-151
钛合金在硼、锂介质中的缝隙腐蚀行为分析 赵宇翔;徐祺;熊茹;郭相龙;刘肖;152-157
燃料包壳化学反应和相优化的U-Zr基金属燃料掺杂及性能改善研究 卓卫乾;158-162
最终退火温度对N36合金管材微观结构和性能的影响 贾玉振;邱军;程竹青;杨忠波;163-167
锆合金表面Cr涂层在高温水蒸气环境中氧化行为研究 杨红艳;吕俊男;张瑞谦;韦天国;168-175
12Cr-1.5W-0.6Si合金管材长期高温蠕变性能研究 何琨;潘钱付;李刚;梁波;176-180
Ni基钎料成分优化对SiC_f/SiC复合陶瓷真空钎焊接头微观形貌的影响 石浩江;张瑞谦;颜家振;李鸣;刘自豪;白冬;何勇;吕俊男;181-187
Zr-Sn-Nb合金焊接薄板低周疲劳试验方法研究 戚彦强;李顺平;彭倩;闫萌;陈乐;戴训;188-193
研究堆延寿专题
高通量工程试验堆运行许可证延续的时限老化分析 邓云李;刘鹏;李松发;万芹方;戴钰冰;康长虎;李吉娃;194-198
高通量工程试验堆运行阶段老化管理方法研究 赵鹏;潘瑞安;刘震;韩良文;高业栋;赖立斯;孙彪;199-204
研究堆老化管理审查技术研究与实践 李松发;赵光;吕云鹤;李文钰;李昀;闫雄伟;姚亮;205-210
研究堆运行许可证延续技术路线研究与应用 刘鹏;李松发;陈启兵;韩善彪;邓云李;赖立斯;211-216
高通量工程试验堆老化管理范围确定 蔡文超;李松发;邓云李;李长香;冯浩志;覃甫军;陆星;217-222