原子能科学技术2024年08期
- 研究堆及核电厂老化管理和许可证延续技术研究
- 我国研究堆运行许可证延续的关键技术问题和工程实践初起宝;马若群;张锋;朱庆福;吕云鹤;陈晓亮;
- 49-2游泳池式轻水反应堆池底点缺陷超声测量技术研究杨笑;张宇;王硕;吴东栋;丁松;
- 研究堆用铝合金辐照性能研究曾珍;杨笑;房永刚;蔡光博;初起宝;张宇;汤琪;张长义;马若群;
- 热老化对铸造奥氏体不锈钢的环境疲劳寿命影响王仪美;肖青山;陈银强;刘廷光;
- 奥氏体不锈钢辐照脆化预测模型建立及验证贾丽霞;王东杰;贺新福;吴石;杨文;
- 核动力厂预埋金属储罐老化问题及处理策略研究李仲勋;吕云鹤;马若群;孙柳烨;侯春林;车树伟;
- 水压试验在承压设备安全评价中的作用与利弊分析王庆;初起宝;房永刚;张福海;高晨;王臣;
- Fe33Ni33Cr合金中位错与位错环相互作用的分子动力学研究龙开泓;王东杰;黄楚天;贾丽霞;贺新福;豆艳坤;
- 模拟压水堆一回路环境下冷应变对321不锈钢高温电化学行为和应力腐蚀开...李东兴;曹晗;高俊宣;郑全;张鹏;钟巍华;杨文;
- 二次应力对含裂纹圆筒结构的裂纹驱动力计算的影响王大胜;金挺;段远刚;鲁治诚;刘攀;徐晓;章贵和;
- 混凝土徐变柔度函数的高效逼近方法向华伟;荣华;范兴朗;耿岩;白林洪;
- 化学
- 从裂变产物中快速萃取分离~(94)Sr的研究杨建勋;丁有钱;王秀凤;马鹏;张曦;白龙;黄昆;张生栋;毛国淑;杨志红;
- 高放废物地质处置中核素迁移研究进展唐振平;杜聪;李南;毕文婷;吴鹏;孙浩然;汪佳伟;豆佳乐;段先哲;
- 反应堆工程
- 用于中子吸收的铪酸铕陶瓷性能研究易璇;徐敏;霍小东;米爱军;范武刚;王姝驭;
- 核电站堆腔混凝土辐照试验研究黄岗;刘晓松;李国云;许怡幸;陈浩;刘东彬;李延鹏;黄伟杰;张平;金帅;
- 棒束结构气冷换热的湍流模型适用性评价刘宇浩;孙倩;方浚麟;叶子申;孙俊;
- 摇摆条件下棒束通道自然循环换热特性实验研究李鑫;王爽;谭思超;乔守旭;田瑞峰;程坤;
- 氦氙气冷反应堆系统无保护控制事故安全分析廖浩仰;明杨;陈宝文;赵富龙;秦傲翔;高璞珍;田瑞峰;谭思超;
- 技术及应用
- 中子织构谱仪原位加载装置陈铭韬;刘晓龙;侯宇晗;朱桂杰;李玉庆;田庚方;白若玉;李眉娟;孙凯;陈东风;
- 基于深度学习的X射线燃料棒端塞缺陷自动检测方法研究张小刚;俞东宝;汤慧;朱永利;
- 基于U-Net的γ测厚方法研究吕亮亮;高旭东;魏雯静;李畅;孙淑义;雷胤琦;潘小东;李公平;
- 基于硅通孔的三维微系统互联结构总剂量效应损伤机制研究王昊;陈睿;陈钱;韩建伟;于新;孟德超;杨驾鹏;薛玉雄;周泉丰;韩瑞龙;
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- 研究堆及核电厂老化管理和许可证延续技术研究序言朱庆福;