中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報(bào)告(第二卷)-中國核學(xué)會2011年學(xué)術(shù)年會論文集-第3冊
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中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報(bào)告(第二卷)-中國核學(xué)會2011年學(xué)術(shù)年會論文集-第3冊 版權(quán)信息
- ISBN:9787502256012
- 條形碼:9787502256012 ; 978-7-5022-5601-2
- 裝幀:一般膠版紙
- 冊數(shù):暫無
- 重量:暫無
- 所屬分類:>
中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報(bào)告(第二卷)-中國核學(xué)會2011年學(xué)術(shù)年會論文集-第3冊 內(nèi)容簡介
自首屆全國學(xué)術(shù)年會以來,我國核科學(xué)技術(shù)取得長足發(fā)展。從基礎(chǔ)核科學(xué)到核技術(shù)應(yīng)用,從核電技術(shù)到核電配套產(chǎn)業(yè)集群,均呈現(xiàn)蓬勃發(fā)展態(tài)勢。在這種時(shí)代背景下,中國核學(xué)會第二屆全國學(xué)術(shù)年會于2011年10月11日至14日在貴陽召開。大會以“蓬勃發(fā)展中的核科學(xué)技術(shù)”為主題,吸引了來自政府部門、企業(yè)界、科研機(jī)構(gòu)、高等院校及學(xué)術(shù)團(tuán)體的知名院士、專家、教授及青年核科技工作者,共計(jì)1200余人(其中院士31人)與會。年會共征集論文1192篇,內(nèi)容涵蓋基礎(chǔ)核科學(xué)、核電及其關(guān)聯(lián)產(chǎn)業(yè)、核技術(shù)應(yīng)用、核技術(shù)經(jīng)濟(jì)及核科技信息等學(xué)科。會后,經(jīng)過各個(gè)二級學(xué)科專家組的評審,近800篇論文通過了學(xué)術(shù)(技術(shù))審查,結(jié)集為《中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報(bào)告(第二卷)》,全卷分為10冊,并按21個(gè)二級學(xué)科設(shè)立分卷。《中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報(bào)告(第二卷):中國核學(xué)會2011年學(xué)術(shù)年會論文集(第3冊)》為其中的第3冊,是為“核能動(dòng)力”分卷(下)。
中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報(bào)告(第二卷)-中國核學(xué)會2011年學(xué)術(shù)年會論文集-第3冊 目錄
多樣化非能動(dòng)衰變熱排出方法及原理探討
田灣核電站緊急換料燃料管理方案研究
安全殼內(nèi)混合與分層新型模擬程序的研究
非能動(dòng)安全殼內(nèi)大分層空間混合過程整體模擬的比例分析
基于熱疲勞效應(yīng)的核輔助系統(tǒng)管道Farley-Tihange現(xiàn)象及其對策
高燃耗下壓水堆溫度系數(shù)分析
格林函數(shù)節(jié)塊法程序的改進(jìn)
秦山二擴(kuò)主蒸汽隔離閥調(diào)試
600MW壓水堆核電廠堆芯RELAP5仿真敏感性研究
SCIENCE程序包介紹
CPR1000核電站COC(失電)試驗(yàn)風(fēng)險(xiǎn)分析方法研究
核電廠二回路汽水管道壁厚管理實(shí)踐與思考
非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)混合對流傳熱的高級計(jì)算模型研究
對加強(qiáng)核電廠核事故應(yīng)急工作的探討
反應(yīng)堆水下異物吸取裝置研制及其應(yīng)用
工作流技術(shù)在核電廠管理程序設(shè)計(jì)中的應(yīng)用
不同冷卻條件下核電大鍛件用鋼顯微組織分析
核電站汽水分離器建模與仿真研究
高溫氣冷堆螺旋管式蒸汽發(fā)生器中兩相流不穩(wěn)定性分析
AP1000蒸汽發(fā)生器支承件抗震分析
核電廠分布式狀態(tài)監(jiān)測技術(shù)研究
吸收球氣力輸送提升管固相附加壓損試驗(yàn)研究
豎直管內(nèi)蒸汽冷凝強(qiáng)化換熱特性研究
支持向量機(jī)算法在三維堆芯彈棒事故中的應(yīng)用
非能動(dòng)安全殼內(nèi)混合對流傳熱比例分析及試驗(yàn)設(shè)計(jì)
方家山核電工程儀控設(shè)備技術(shù)風(fēng)險(xiǎn)分析與對策
冷卻劑泵改型對其輔助系統(tǒng)設(shè)計(jì)的影響
矩形窄通道內(nèi)流動(dòng)沸騰傳熱特性計(jì)算模型評價(jià)
燃料棒力學(xué)行為分析的數(shù)值計(jì)算方法
中廣核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)軟件的發(fā)展
CPR1000核電廠大破口失水事故分析
中破口失水事故的峰值包殼溫度與破口等效直徑
基于離子交換膜的ED和EDI技術(shù)在核電站水化學(xué)方面的應(yīng)用研究進(jìn)展
石墨一熔鹽零功率堆若干物理參量的模擬
燃料棒性能分析程序COPERNIC的校驗(yàn)
通過分析放射性核素活度鑒別燃料初始富集度的方法初步討論
自定距棒束組件熱工水力程序開發(fā)及分析
矩形窄通道內(nèi)流動(dòng)沸騰阻力特性實(shí)驗(yàn)研究
耐高溫絕緣漆在核電控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)線圈組件用電磁線及引接線上的應(yīng)用研究
傾斜、搖擺條件下泡狀流空泡份額特性研究
日本福島核事故引發(fā)民眾恐慌的探究
嶺澳核電站風(fēng)門掉落事件分析與對策研究
核動(dòng)力裝置非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)運(yùn)行特性研究
壓水堆核燃料棒傳熱的近似解與數(shù)值解
核級球閥的力學(xué)分析
核電廠儀表控制系統(tǒng)輔助設(shè)計(jì)系統(tǒng)的開發(fā)
艦船核動(dòng)力裝置電纜老化管理研究
汽機(jī)跳閘反應(yīng)堆不停堆試驗(yàn)瞬態(tài)分析與設(shè)計(jì)優(yōu)化
田灣核電站失去兩路廠外電源試驗(yàn)實(shí)施及優(yōu)化
重慶涪陵核電廠溫排水對三峽庫區(qū)水生生物的潛在影響分析
核電站給水流量測量與小幅度功率提升研究
隔離命令改進(jìn)項(xiàng)的設(shè)計(jì)分析
重慶涪陵核電廠低放廢水排放對三峽庫區(qū)的潛在影響分析
核動(dòng)力系統(tǒng)運(yùn)行操縱人員的培養(yǎng)與研究
蒸汽發(fā)生器沉積物模擬垢樣制備研究
核電廠運(yùn)行的安全性與經(jīng)濟(jì)性評價(jià)
2500MW熔鹽球床堆的堆芯物理熱工初步計(jì)算
發(fā)展核電實(shí)現(xiàn)低碳中國經(jīng)濟(jì)可持續(xù)發(fā)展
核電工程項(xiàng)目一體化計(jì)劃管理規(guī)劃建設(shè)
淺談AP1000主泵及改進(jìn)
桃花江核電工程CV筒體分段方案的分析
APl000汽輪機(jī)廠房**跨設(shè)計(jì)淺析
基于63Ni輻伏同位素電池原型封裝初探
核電站核廢物處置及自動(dòng)化暫存系統(tǒng)
化容系統(tǒng)再生式、非再生式熱交換器協(xié)同運(yùn)行特性研究
AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)自動(dòng)卸壓設(shè)計(jì)分析
核電廠洗衣廢水非放污染物光電氧化處理技術(shù)研究
垂直圓管內(nèi)超臨界水流動(dòng)傳熱實(shí)驗(yàn)研究
豎直單管內(nèi)超臨界水傳熱惡化實(shí)驗(yàn)研究
環(huán)形燃料在超臨界水堆中的應(yīng)用分析
動(dòng)態(tài)流圖法;穗姀S數(shù)字化儀控系統(tǒng)的研究
PDS-XADS散裂靶熱工水力分析
環(huán)形燃料SCWR物理特性分析
核電站全范圍模擬機(jī)數(shù)字控制計(jì)算機(jī)系統(tǒng)仿真
核電廠DCS設(shè)計(jì)驗(yàn)證平臺
核電站控制棒對中子通量密度分布影響的模擬計(jì)算
粉末中硬顆粒對陶瓷UO2芯塊質(zhì)量的影響
核動(dòng)力裝置二回路建模及計(jì)算分析
發(fā)展核電之所急
關(guān)于中國核電出口的討論
壓力容器及制造簡介
影響實(shí)現(xiàn)核電建造總工期的主要風(fēng)險(xiǎn)淺析
無機(jī)離子交換在放射性廢液處理中的研究與應(yīng)用
秦山二期擴(kuò)建工程棒控系統(tǒng)調(diào)試
秦山二期擴(kuò)建工程棒位測量系統(tǒng)調(diào)試
秦山二期核電MFC2000-2S型微機(jī)廠用電切換裝置介紹及調(diào)試
300MW核電廠mid-loop工況冷凝回流冷卻措施分析
AP1000 SGTR事件頻率分析
我國必須立即停止核能發(fā)展的“大躍進(jìn)”
核電站反應(yīng)堆冷卻劑輔助管道熱疲勞監(jiān)測技術(shù)研究
福島核事故對某高校大學(xué)生核電認(rèn)知能力的現(xiàn)狀研究
以移動(dòng)泵和冷水機(jī)組為核電廠意外中反應(yīng)堆提供緊急冷卻水
核電廠柴油發(fā)電機(jī)房的通風(fēng)與冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)
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