PTDP方法用于大亚湾核电站热工水力设计的初步研究
统计DNBR的先进方法及应用研究
人工神经网络法预测GHF
热工流体图像测速技术初探
10 MW高温气冷堆模拟机计算软件的改进
水平加热管束间三维汽液两相内循环特性的研究
用分布式并行计算的方法扩展RETRAN的计算能力
反应堆大型热工水务分析程序计算结果不确定性来源与对策
核动力装置总体参数优化设计程序研制
氟利昂-水临界热流密度模化及模化转换因子
反应堆水力学分析程序HYDCUV的模型特点及应用
反应堆力模拟实验模型的简化
程序用户的资格鉴定要求
大LOCA同时失去ECCS时的重水堆安全
秦山二期核电工程主给水管破裂事故后最小辅助给水流量的计算分析
大破口同时安注泵失效的严重故分析
大亚湾核电站弹棒事故计算分析
一种反应堆非能动余热排出系统方案的分析
300 MWe 核电厂安全壳直接加热（DAH）分析
300 MWe 核电厂蒸汽发生器传热管断裂严重故及防御措施分析
大亚湾核电站辐照样品管塞子异位原因分析
CARR堆芯稳态热工水力分析程序CARRCO的开发
AC600非能动安全壳冷却系统三维分析的理论模型
用ATHLET程序研究自然循环回路压水-微沸腾模式的启动瞬变过程
板状燃烧元件工程热通道因子的计算方法
PCCSAC-3D对AP600大破口失水事故下安全壳的三维分析
用CDBRA-N-I对5×5全长非均匀加热棒束CHF的计算分析
失水事故工冲下回路管理道系统水力载荷的分析
大亚湾核电站安注系统浓硼水箱改造的安全分析及实施
秦山核电二期工程反应堆热工水力设计用语验证
秦山核电二期工程失水事故质能释放研究
自然循环静态流量漂移现象研究
浸入式热交换器在热池的位置对主池热工水力特性的影响
核供热堆安全排放系统中水栓对压力变化影响实验
重力注硼系统压 力响应特性实验研究
管内欠热流动沸腾临界热流裂事故实验研究
矩形窄缝池沸腾实验研究
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