全國反應(yīng)堆熱工流體會(huì)議文集（1999）

PTDP方法用于大亞灣核電站熱工水力設(shè)計(jì)的初步研究
統(tǒng)計(jì)DNBR的先進(jìn)方法及應(yīng)用研究
人工神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)法預(yù)測GHF
熱工流體圖像測速技術(shù)初探
10 MW高溫氣冷堆模擬機(jī)計(jì)算軟件的改進(jìn)
水平加熱管束間三維汽液兩相內(nèi)循環(huán)特性的研究
用分布式并行計(jì)算的方法擴(kuò)展RETRAN的計(jì)算能力
反應(yīng)堆大型熱工水務(wù)分析程序計(jì)算結(jié)果不確定性來源與對策
核動(dòng)力裝置總體參數(shù)優(yōu)化設(shè)計(jì)程序研制
氟利昂-水臨界熱流密度?；澳；D(zhuǎn)換因子
反應(yīng)堆水力學(xué)分析程序HYDCUV的模型特點(diǎn)及應(yīng)用
反應(yīng)堆力模擬實(shí)驗(yàn)?zāi)Ｐ偷暮喕?br />程序用戶的資格鑒定要求
大LOCA同時(shí)失去ECCS時(shí)的重水堆安全
秦山二期核電工程主給水管破裂事故后最小輔助給水流量的計(jì)算分析
大破口同時(shí)安注泵失效的嚴(yán)重故分析
大亞灣核電站彈棒事故計(jì)算分析
一種反應(yīng)堆非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)方案的分析
300 MWe 核電廠安全殼直接加熱（DAH）分析
300 MWe 核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂嚴(yán)重故及防御措施分析
大亞灣核電站輻照樣品管塞子異位原因分析
CARR堆芯穩(wěn)態(tài)熱工水力分析程序CARRCO的開發(fā)
AC600非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)三維分析的理論模型
用ATHLET程序研究自然循環(huán)回路壓水-微沸騰模式的啟動(dòng)瞬變過程
板狀燃燒元件工程熱通道因子的計(jì)算方法
PCCSAC-3D對AP600大破口失水事故下安全殼的三維分析
用CDBRA-N-I對5×5全長非均勻加熱棒束CHF的計(jì)算分析
失水事故工沖下回路管理道系統(tǒng)水力載荷的分析
大亞灣核電站安注系統(tǒng)濃硼水箱改造的安全分析及實(shí)施
秦山核電二期工程反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計(jì)用語驗(yàn)證
秦山核電二期工程失水事故質(zhì)能釋放研究
自然循環(huán)靜態(tài)流量漂移現(xiàn)象研究
浸入式熱交換器在熱池的位置對主池?zé)峁にμ匦缘挠绊?br />核供熱堆安全排放系統(tǒng)中水栓對壓力變化影響實(shí)驗(yàn)
重力注硼系統(tǒng)壓 力響應(yīng)特性實(shí)驗(yàn)研究
管內(nèi)欠熱流動(dòng)沸騰臨界熱流裂事故實(shí)驗(yàn)研究
矩形窄縫池沸騰實(shí)驗(yàn)研究