核技術(shù)
- 乏燃料貯存格架時程分析方法
- 抗震分析反應譜與時程積分方法和數(shù)值分析對比研究
- 蒸汽發(fā)生器地震反應分析及參數(shù)敏感性研究
- 石墨堆芯結(jié)構(gòu)抗震研究
- 穩(wěn)壓器電加熱器模型簡化及抗震分析方法研究
- CPR1000反應堆壓力容器密封性能模擬技術(shù)研究
- 控制棒驅(qū)動機構(gòu)抗震試驗驗收準則研究
- 壓緊彈性環(huán)的設(shè)計方案優(yōu)化分析
- 18-5臨界裝置廠房樓層響應譜計算研究
- 考慮SSI效應的核電站廠房樓層反應譜對比分析
- AP1000核電站主控室盤臺抗震鑒定試驗研究和工程實踐
- 二代改進型核電站管道系統(tǒng)應力分析與評定
- AP1000主控室盤臺抗震鑒定中的有限元模型驗證
- AP1000主控室設(shè)備抗震鑒定試驗研究
- 落棒過程中的流體-結(jié)構(gòu)橫向耦合作用分析
- 蒸汽發(fā)生器傳熱管間隙對傳熱管動態(tài)特性的影響分析
- 管道泄漏率計算模型研究和程序開發(fā)
- LBB設(shè)計中管道貫穿裂紋張開位移及泄漏率計算研究
- AP1000核島主泵流場數(shù)值模擬
- 閥門共振腔聲源特性的數(shù)值研究
- 蒸汽發(fā)生器干燥器聲疲勞試驗模型仿真研究
- 泰勒渦對間隙流體傳熱的影響
- CAP1000一體化堆頂組件風冷系統(tǒng)流場分析
- 反應堆壓力容器缺陷的斷裂評定
- 含內(nèi)表面裂紋核級管道的初始塑性失效分析
- 核電52M鎳基合金異種金屬焊接接頭的局部斷裂行為
- 基于概率斷裂力學的承壓熱沖擊條件下含周向裂紋圓筒體的結(jié)構(gòu)完整性研究
- AP1000反應堆壓力容器承壓熱沖擊下結(jié)構(gòu)完整性分析
- 非中心穿透裂紋對LBB技術(shù)應用的影響分析
- 管道內(nèi)表面非中心裂紋擴展研究
- 管道彎管區(qū)裂紋的斷裂力學參數(shù)KJ計算研究
- 含表面裂紋板的概率斷裂力學分析
- 含矩形缺陷圓柱形管的剩余強度評定方法
- 不同測試方法下高溫應變片熱輸出分析
- 核一級三通管熱疲勞研究
- 防斷組件及其支承柱高周疲勞分析
- LWR壓力容器接管考慮環(huán)境影響的疲勞計算
- 基于實際運行瞬態(tài)的反應堆壓力容器疲勞損傷狀態(tài)評估
- 316不銹鋼蠕變-疲勞試驗及規(guī)范研究
- 基于裂尖等效塑性應變的面內(nèi)與面外統(tǒng)一拘束參數(shù)的研究
- 壓水堆壓力容器接管-主管安全端焊接件在高溫水中失效案例和相關(guān)研究
- 氬氣保護條件下微小試樣的高溫蠕變行為研究
- 堆內(nèi)構(gòu)件吊籃定位板非線性分析技術(shù)研究
- 非能動氫復合器的應力分析和評定
- 核級承壓設(shè)備密封結(jié)構(gòu)的有限元分析
- 熔鹽堆用冷凍閥的熱-結(jié)構(gòu)特性研究
- 直動電磁閥線圈溫度場特性分析
- AP1000核電廠CA模塊轉(zhuǎn)角部位承載力分析
- AP1000結(jié)構(gòu)模塊墻支架連接設(shè)計優(yōu)化研究
- AP1000核電項目抗震I類預埋板與混凝土相互作用研究
- CRDM管座多道焊焊接殘余應力計算方法研究
- 核電廠二回路管道FAC壁厚減薄強度評定方法
- CEFR事故余熱排放系統(tǒng)優(yōu)化設(shè)計
- 核電站場地基巖剪切波速定義范圍研究
- 鋼板-混凝土結(jié)構(gòu)內(nèi)部自密實混凝土工作性能與早期力學性能研究
- 反應堆壓力容器堆芯支承塊及附近下封頭應力分析和評定
- 安全殼管道貫穿件分析評定程序的開發(fā)
- 計入輻照效應的快堆燃料組件外套管截面變形有限元分析
- 鋼板混凝土模塊墻溫度場和應力場研究
- AP1000核電廠OLP型預埋件有限元分析方法研究
- AP1000核電廠抗震I類大型結(jié)構(gòu)模塊吊裝分析研究
- 放射性物質(zhì)運輸容器的跌落沖擊分析方法
- 控制棒驅(qū)動機構(gòu)步躍動作運動分析
- 堆外蒸汽爆炸對堆腔底板結(jié)構(gòu)的影響分析
- 核電站用DN350爆破閥剪切蓋的動力學分析
- 基于蒸汽干燥器聲疲勞比例模型試驗的聲固耦合動力相似準則推導
- 堆芯跌落事故下反應堆結(jié)構(gòu)功能性評定
- 《核技術(shù)》投稿要求