本书特色
中国核学会 2023学术双年会于 2023年 10 月16—19日在陕西省西安市召开。会议主题为“深入贯彻党的二十大精神 全力推动核科技自立自强”,大会共征集论文 1400 余篇,经过专家审稿,评选出 522 篇较高水平论文收录进《中国核科学技术进展报告(第八卷)》,报告共分 10 册,并按 28 个二级学科设立分卷。
内容简介
中国核学会 2023学术双年会于 2023年 10 月16—19日在陕西省西安市召开。会议主题为“深入贯彻党的二十大精神 全力推动核科技自立自强”,大会共征集论文 1400 余篇,经过专家审稿,评选出 522 篇较高水平论文收录进《中国核科学技术进展报告(第八卷)》,报告共分 10 册,并按 28 个二级学科设立分卷。
作者简介
中国核学会于1980年正式成立,是在中国共产党的领导下,由钱三强、王淦昌、朱光亚等老一辈“两弹一星”功勋科学家倡议发起,具有法人资格的全国性、学术性、非营利性的社会团体。中国核学会主办《核科学与工程》杂志,合办期刊Nuclear Science and Techniques,已编写出版中国核科学技术进展报告系列图书70册。
目录
核电厂SSC考虑老化效应的PSA方法研究
船舶核动力装置凝水除氧影响因素研究
某小型模块化反应堆核电站二回路系统?分析
小型钠冷快堆环形燃料堆芯中子学性能分析
CSNS靶站水冷却系统二期升级改造方案
空间堆氦氙布雷顿循环热力学性能和质量优化研究
液态金属冷却快堆系统分析程序的发展趋势分析
基于全隐式求解器的热管堆瞬态分析模型研发
HTR-PM首次装料外推分析
百万千瓦核电厂电动主给水泵机封失效原因分析及设计改进
碱性重水堆装卸料机用轴承的优化设计与试验验证
换料停堆模式进行一列RRI/SEC维修的可行性分析
基于Modelica语言的热电发电器一维瞬态数值分析
小型模块式反应堆蒸汽发生器窄缝换热管数值模拟研究
三代非能动AP1000压水堆中一回路注水对典型严重事故的缓解作用有效性分析
液态铅基金属冷却剂的杂质调控净化技术研究
304L不锈钢在模拟压水堆一回路水化学条件下的钝化行为
俄罗斯兆瓦级空间核动力拖船项目概况
核电厂冷源安全分析和技术探索
船舶核动力装置凝水除氧影响因素研究
某小型模块化反应堆核电站二回路系统?分析
小型钠冷快堆环形燃料堆芯中子学性能分析
CSNS靶站水冷却系统二期升级改造方案
空间堆氦氙布雷顿循环热力学性能和质量优化研究
液态金属冷却快堆系统分析程序的发展趋势分析
基于全隐式求解器的热管堆瞬态分析模型研发
HTR-PM首次装料外推分析
百万千瓦核电厂电动主给水泵机封失效原因分析及设计改进
碱性重水堆装卸料机用轴承的优化设计与试验验证
换料停堆模式进行一列RRI/SEC维修的可行性分析
基于Modelica语言的热电发电器一维瞬态数值分析
小型模块式反应堆蒸汽发生器窄缝换热管数值模拟研究
三代非能动AP1000压水堆中一回路注水对典型严重事故的缓解作用有效性分析
液态铅基金属冷却剂的杂质调控净化技术研究
304L不锈钢在模拟压水堆一回路水化学条件下的钝化行为
俄罗斯兆瓦级空间核动力拖船项目概况
核电厂冷源安全分析和技术探索