核科学论文

2021-03-16基于EPICS的面向物理的加速器控制系统（PACS）框架设计与验证

2021-03-15高温气冷堆核燃料元件自动化生产线设计与应用

2021-03-15汽轮机膨胀节塑性变形损伤后结构力学性能分析

2021-03-15氮化铀燃料元件性能分析程序初步开发

2021-03-15中子平衡方法在优化气冷快堆温度反馈中的应用

2021-03-15某核电站冷源金属拦截网的失效原因

2021-03-15海阳核电厂振动管理体系建设实践

2021-03-15美田管局与大学开展小堆合作

2021-03-15四棒束超临界水流动传热数值研究

2021-03-14放射性废物处置设施关闭、移交与监护问题探讨

2021-03-14核电站海水直流冷却系统冷端优化研究

2021-03-14基于参数可视化的裂变堆中子学精细建模方法研究

2021-03-14我国自主三代核电“华龙一号”全球首堆并网成功

2021-03-14对力模型及其在大形变核中的应用

2021-03-14核电站管道支架分工况支反力提取程序开发与应用

2021-03-14核电厂专职业务人员参与信息系统推广的探索

2021-03-14核燃料循环“一次通过”情景分析研究

2021-03-13贯穿件J形坡口焊接残余应力分析

2021-03-13含内热源球床通道内流动沸腾特性研究

2021-03-13氟盐冷却高温堆系统响应特性研究及应用

2021-03-13核电用不绣钢不同温度下加速热老化行为研究

2021-03-13国核示范：安全文化的“示范”

2021-03-13俄原集团推进数字技术研发和应用

2021-03-13中国核电发展与乏燃料贮存及后处理的关系

2021-03-12位错动力学方法在辐照损伤力学中的应用

2021-03-12仿生表面微结构的热防护性能研究

2021-03-12乏燃料后处理培训用模拟机的必要性与可行性

2021-03-12滨海核电厂取水口堤头地基三维地震响应分析

2021-03-12磁约束核聚变装置CS磁体失超检测系统设计及关键技术研究

2021-03-12浅析华龙一号严重事故压力变送器选型与鉴定