全國反應(yīng)堆熱工流體會議文集（1999）

PTDP方法用于大亞灣核電站熱工水力設(shè)計的初步研究
統(tǒng)計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
用分布式并行計算的方法擴(kuò)展RETRAN的計算能力
反應(yīng)堆大型熱工水務(wù)分析程序計算結(jié)果不確定性來源與對策
核動力裝置總體參數(shù)優(yōu)化設(shè)計程序研制
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同時失去ECCS時的重水堆安全
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算分析
大破口同時安注泵失效的嚴(yán)重故分析
大亞灣核電站彈棒事故計算分析
一種反應(yīng)堆非能動余熱排出系統(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-微沸騰模式的啟動瞬變過程
板狀燃燒元件工程熱通道因子的計算方法
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