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《核动力工程杂志》近10年内发表论文目录
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《核动力工程杂志》
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《核动力工程杂志》范文目录
两流体双压力热工水力系统分析软件LOCUST 2.0架构设计
2023年第6期
基于不稳定波理论的钠雾化粒径预测研究
2023年第6期
5×5花瓣形燃料棒组件内过冷沸腾流动与换热特性数值研究
2023年第6期
NHR200-Ⅱ低温堆非能动余热排出系统多支路自然循环特性分析
2023年第6期
摇摆对低流量对流传热格架效应影响的数值研究
2023年第6期
基于非结构网格MCNP的KRUSTY热膨胀负反馈计算研究
2023年第6期
高温钠热管在空气中泄漏实验研究
2023年第6期
压水堆三维全堆芯Pin-by-pin瞬态分析
2023年第6期
程序二维/一维耦合特征线输运计算中的控制棒尖齿效应处理方法
2023年第6期
基于改进BP神经网络实现后处理非均一工况的临界参数预测
2023年第6期
含强吸收体堆芯的各向异性SP<sub>3</sub>两步法计算研究
2023年第6期
模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯概念设计优化
2023年第6期
两种新型含铝奥氏体不锈钢在超临界二氧化碳中的均匀腐蚀行为研究
2023年第5期
非共格晶界及其偏析对3C-SiC在超临界二氧化碳中氧化影响的Reaxff-MD模拟
2023年第5期
氮和铝添加对改进型25Ni-20Cr奥氏体不锈钢700℃时效处理后显微组织和力学性能的影响
2023年第5期
水化学因素对800H合金在超临界水冷堆中服役性能研究
2023年第5期
纳米氧化物弥散强化310奥氏体钢的显微结构与拉伸性能
2023年第5期
微观组织对800H合金在超临界水中腐蚀行为的影响规律
2023年第5期
新型含铝奥氏体不锈钢在超临界水环境下的腐蚀行为
2023年第5期
超临界水冷堆候选包壳管材的低周疲劳性能试验研究
2023年第5期
超临界二氧化碳临界流瞬态试验研究
2023年第5期
超临界水冷堆热工水力与安全研发
2023年第5期
螺旋十字燃料组件沸腾传热及燃料元件热力耦合特性研究
2023年第5期
压水堆燃料棒包壳表面氧化腐蚀产物沉积生长预测模型
2023年第5期
基于表征抽取且可解释的反应堆事故诊断方法研究
2023年第5期
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