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一般工业技术

中国核科学技术进展报告(第二卷)-中国核学会2011年学术年会论文集-第3册

作者：中国核学会

出版社：原子能出版社出版时间：2012-10-01

开本： 16开 页数： 1045

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版权信息
内容简介
目录

中国核科学技术进展报告(第二卷)-中国核学会2011年学术年会论文集-第3册版权信息

ISBN：9787502256012
条形码：9787502256012 ; 978-7-5022-5601-2
装帧：一般胶版纸
册数：暂无
重量：暂无
所属分类：
工业技术
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一般工业技术

中国核科学技术进展报告(第二卷)-中国核学会2011年学术年会论文集-第3册内容简介

　　自首届全国学术年会以来，我国核科学技术取得长足发展。从基础核科学到核技术应用，从核电技术到核电配套产业集群，均呈现蓬勃发展态势。在这种时代背景下，中国核学会第二届全国学术年会于2011年10月11日至14日在贵阳召开。大会以“蓬勃发展中的核科学技术”为主题，吸引了来自政府部门、企业界、科研机构、高等院校及学术团体的知名院士、专家、教授及青年核科技工作者，共计1200余人（其中院士31人）与会。年会共征集论文1192篇，内容涵盖基础核科学、核电及其关联产业、核技术应用、核技术经济及核科技信息等学科。会后，经过各个二级学科专家组的评审，近800篇论文通过了学术（技术）审查，结集为《中国核科学技术进展报告（第二卷）》，全卷分为10册，并按21个二级学科设立分卷。《中国核科学技术进展报告（第二卷）：中国核学会2011年学术年会论文集（第3册）》为其中的第3册，是为“核能动力”分卷（下）。

中国核科学技术进展报告(第二卷)-中国核学会2011年学术年会论文集-第3册目录

高温气冷堆换热管断裂事故进水量研究
多样化非能动衰变热排出方法及原理探讨
田湾核电站紧急换料燃料管理方案研究
安全壳内混合与分层新型模拟程序的研究
非能动安全壳内大分层空间混合过程整体模拟的比例分析
基于热疲劳效应的核辅助系统管道Farley-Tihange现象及其对策
高燃耗下压水堆温度系数分析
格林函数节块法程序的改进
秦山二扩主蒸汽隔离阀调试
600MW压水堆核电厂堆芯RELAP5仿真敏感性研究
SCIENCE程序包介绍
CPR1000核电站COC（失电）试验风险分析方法研究
核电厂二回路汽水管道壁厚管理实践与思考
非能动安全壳冷却系统混合对流传热的高级计算模型研究
对加强核电厂核事故应急工作的探讨
反应堆水下异物吸取装置研制及其应用
工作流技术在核电厂管理程序设计中的应用
不同冷却条件下核电大锻件用钢显微组织分析
核电站汽水分离器建模与仿真研究
高温气冷堆螺旋管式蒸汽发生器中两相流不稳定性分析
AP1000蒸汽发生器支承件抗震分析
核电厂分布式状态监测技术研究
吸收球气力输送提升管固相附加压损试验研究
竖直管内蒸汽冷凝强化换热特性研究
支持向量机算法在三维堆芯弹棒事故中的应用
非能动安全壳内混合对流传热比例分析及试验设计
方家山核电工程仪控设备技术风险分析与对策
冷却剂泵改型对其辅助系统设计的影响
矩形窄通道内流动沸腾传热特性计算模型评价
燃料棒力学行为分析的数值计算方法
中广核反应堆设计软件的发展
CPR1000核电厂大破口失水事故分析
中破口失水事故的峰值包壳温度与破口等效直径
基于离子交换膜的ED和EDI技术在核电站水化学方面的应用研究进展
石墨一熔盐零功率堆若干物理参量的模拟
燃料棒性能分析程序COPERNIC的校验
通过分析放射性核素活度鉴别燃料初始富集度的方法初步讨论
自定距棒束组件热工水力程序开发及分析
矩形窄通道内流动沸腾阻力特性实验研究
耐高温绝缘漆在核电控制棒驱动机构线圈组件用电磁线及引接线上的应用研究
倾斜、摇摆条件下泡状流空泡份额特性研究
日本福岛核事故引发民众恐慌的探究
岭澳核电站风门掉落事件分析与对策研究
核动力装置非能动余热排出系统运行特性研究
压水堆核燃料棒传热的近似解与数值解
核级球阀的力学分析
核电厂仪表控制系统辅助设计系统的开发
舰船核动力装置电缆老化管理研究
汽机跳闸反应堆不停堆试验瞬态分析与设计优化
田湾核电站失去两路厂外电源试验实施及优化
重庆涪陵核电厂温排水对三峡库区水生生物的潜在影响分析
核电站给水流量测量与小幅度功率提升研究
隔离命令改进项的设计分析
重庆涪陵核电厂低放废水排放对三峡库区的潜在影响分析
核动力系统运行操纵人员的培养与研究
蒸汽发生器沉积物模拟垢样制备研究
核电厂运行的安全性与经济性评价
2500MW熔盐球床堆的堆芯物理热工初步计算
发展核电实现低碳中国经济可持续发展
核电工程项目一体化计划管理规划建设
浅谈AP1000主泵及改进
桃花江核电工程CV筒体分段方案的分析
APl000汽轮机厂房**跨设计浅析
基于63Ni辐伏同位素电池原型封装初探
核电站核废物处置及自动化暂存系统
化容系统再生式、非再生式热交换器协同运行特性研究
AP1000反应堆冷却剂系统（RCS）自动卸压设计分析
核电厂洗衣废水非放污染物光电氧化处理技术研究
垂直圆管内超临界水流动传热实验研究
竖直单管内超临界水传热恶化实验研究
环形燃料在超临界水堆中的应用分析
动态流图法模化核电厂数字化仪控系统的研究
PDS-XADS散裂靶热工水力分析
环形燃料SCWR物理特性分析
核电站全范围模拟机数字控制计算机系统仿真
核电厂DCS设计验证平台
核电站控制棒对中子通量密度分布影响的模拟计算
粉末中硬颗粒对陶瓷UO2芯块质量的影响
核动力装置二回路建模及计算分析
发展核电之所急
关于中国核电出口的讨论
压力容器及制造简介
影响实现核电建造总工期的主要风险浅析
无机离子交换在放射性废液处理中的研究与应用
秦山二期扩建工程棒控系统调试
秦山二期扩建工程棒位测量系统调试
秦山二期核电MFC2000-2S型微机厂用电切换装置介绍及调试
300MW核电厂mid-loop工况冷凝回流冷却措施分析
AP1000 SGTR事件频率分析
我国必须立即停止核能发展的“大跃进”
核电站反应堆冷却剂辅助管道热疲劳监测技术研究
福岛核事故对某高校大学生核电认知能力的现状研究
以移动泵和冷水机组为核电厂意外中反应堆提供紧急冷却水
核电厂柴油发电机房的通风与冷却系统设计

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