Nuclear Engineering and Design SCIEICA

ISSN：0029-5493
出版周期：0.785

热门论文

Nuclear Engineering and Design SCIEICA

机译 冷作不锈钢一次水应力腐蚀开裂的力学因素

机译 用于核反应堆安全性分析的三维全速CFD代码：GASFLOW并行化，模型开发，验证和应用的状态

机译 外部垂直加速度对单个核耦合沸腾通道动力学行为的影响

机译 压水堆主蒸汽管道声振动引起的信号分析

机译 验证BISON燃油性能代码以进行整体LWR实验

机译 使用十二分之一核心流模型的VHTR的瞬时LOFA计算

机译 安全仪表系统（SIS）方法在老式核电站中的应用

机译 压水堆（PWR）棒束的计算流体力学（CFD）循环基准

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机译 开发用于SCALE的现代CANDU PHWR截面库

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机译 用户友好的数字控制台，用于老式核电站的控制室参数监控

机译 蒙特卡洛飞行中热散射温度拟合系数的基于声子的网格优化

机译 HG10MNN的特性及其在海军应用中的适用性评估

机译 分析容器前熔喷的破裂和可冷却性。第1部分：对模型参数和事故情况的敏感性

机译 分析容器前熔喷的破裂和可冷却性。第2部分：不确定性分析

机译 用于流体流量测量的正电子发射粒子跟踪（PEPT）

机译 以不确定的快速反应堆成本过渡核燃料循环

机译 德州农工大学美国核学会2015年学生大会最佳论文

机译 垂直窄矩形通道中饱和向上流动沸腾水临界热通量的预测

机译 基于灵敏度分析的RELAP5代码中回洪模型的改进

机译 超高压容器结构在反应堆外部冷却中的实验研究

机译 复合燃料的中子学和热分析，可用于快堆中

机译 新型被动余热去除系统的设计与分析

机译 低温纳米晶碳化硅涂层CVD工艺的模拟与实验研究

机译 高温直接反应器辅助冷却系统定向增强DHX概念的实验研究

机译 加压重水反应堆严重事故时传热的实验研究。

机译 钠冷却快堆燃料棒束原型中多孔堵塞的热力水力研究

机译 使用统一CFD方法对环形两相流进行建模

机译 装有绕线网和格栅隔板并用二氧化碳冷却的三棒束中超临界传热的实验研究

机译 LOCA淬火条件下覆层中的裂纹形成

机译 使用气溶胶光谱仪开发气溶胶净化因子评估方法

机译 流动阻塞事故调查的新CFD建模方法

机译 在PSB-VVER测试设施中模拟站停电事故的热工液压节点开发和鉴定

机译 垂直浮力射流在小型容器中的密度分层侵蚀现象的实验和数值研究

机译 关于概率评估中偶然不确定性和认知不确定性的分离

机译 卵石床氟化物-盐冷却高温反应堆中控制叶片插入动力学的规模化实验研究

机译 缝隙表面铂纳米颗粒沉积的计算研究

机译 地震作用下嵌入式反应堆结构的非线性时域土-结构相互作用分析

机译 来自中国南部铀矿尾矿土壤中生长的十二种本地植物对放射性核素or的吸收

机译 包含环境振动测试的CANDU 6核电厂的概率地震安全性评估：案例研究

机译 基于准对角递归神经网络（QDRNN）的数字比例积分微分（PID）控制的AP1000反应堆堆芯控制系统设计

机译 核反应堆容器内部压簧的摩擦系数研究：应力系数测试分析方法

机译 通过CFD方法评估干燥存储系统新监视概念的可行性

机译 气泡微层的CFD分析和过冷沸腾过程中的生长

机译 使用纤维增强混凝土改善核安全壳建筑物的抗冲击性

机译 两用桶中子屏蔽和传热翅片对明池火的热效应的实验评估

机译 自然循环中能量转换的效率提升器

机译 CANDU燃油端板环的平面内和平面外振动的综合模型

机译 凝结水锤入口参数影响的数值分析

机译 核反应堆IVR-ERVC中流沸腾临界热通量的CFD模拟

机译 CFD对核棒束中冷却剂流动的局部杂物影响的CFD分析

机译 用循环球压痕技术估算加压重水堆Zr 2.5％Nb压力管的断裂韧性

机译 福岛第一核电站按比例缩小的抑制池中的热分层

机译 压水堆核电站卸料孔内气穴现象的数值研究

机译 评估缺失的颗粒表面几何形状对包层应力分布和强度的影响

机译 核电厂的长期运行-原子能机构SALTO派遣观察和趋势

机译 一种新设计的多通道缩放系统：通过EHWZPR中的Feynman-alpha实验验证

机译 非冷凝气体对淹没式蒸汽喷射冷凝压力波动的影响

机译 在线应用风险管理系统进行核电厂的风险评估和监测

机译 中子注量对SLOWPOKE-2铍反射镜组成和反应性的影响

机译 在严重事故情况下自流平对碎片床可冷却性的影响

机译 AP1000的RELAP5 / SCDAPSIM模型开发和大中断LOCA的验证

机译 法规分析技术评估手册中价值/收益属性的默认不确定性的发展

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