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卢喜丰，王新军，熊夫睿，白晓明，何风，李柄锦，杨康（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室）.核级管道强动态载荷传递特性研究[J].核动力工程,2023,第A2期高龙将¹，唐健凯²，付国忠²，王益明¹，张雪锋¹，王翔翼¹，罗凌雁¹（重庆大学输变电装备技术全国重点实验室；中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室）.基于分段线圈的多线圈电感式棒位探测器棒位解算方法研究[J].核动力工程,2023,第A2期闵济东¹，李京¹，胡文盛¹，武心壮²（福建福清核电有限公司；上海核工程研究设计院股份有限公司）.基于喷射器的一回路抽真空系统研究[J].核动力工程,2023,第A2期杨云¹，徐奇伟¹，赵一舟¹，付国忠²，唐健凯²（重庆大学输配电装备及新技术国家重点实验室；中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室）.考虑磁饱和的反应堆控制棒驱动机构混合等效磁网络模型分析[J].核动力工程,2023,第A2期李文瀚，张宏越，应栋川，田超，温兴坚，王霜，唐诗涵（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室）.基于响应矩阵的高精度辐射场快速计算方法研究[J].核动力工程,2023,第A2期肖冠菲，陈富财，谭波，甘斌，何震，鲜希睿，刘一泽，陈昊，杜华（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室）.螺旋卷曲翅片传热与流动特性的数值模拟研究[J].核动力工程,2023,第A2期唐向东，李维（中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室）.自然对流工况下堆顶三维温度场及流场数值模拟研究[J].核动力工程,2023,第A2期于洋¹，芦韡¹，王文林²，宋小明¹，曾辉¹，郭凤晨¹，李仲春¹，孙梓彬¹（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室；深圳技术大学中德智能制造学院）.矩形通道双群组界面浓度输运模型验证分析[J].核动力工程,2023,第A2期甯忠豪¹，王连杰¹，卢迪¹，夏榜样¹，黄彦平²，陈兴³（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室；中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室；中国核动力研究设计院）.超临界水冷堆CSR150概念设计[J].核动力工程,2023,第A1期徐世浩，苟军利，单建强，欧阳泽宇，王政（西安交通大学核安全与运行实验室）.基于无人潜航器中的热管冷却反应堆安全分析研究[J].核动力工程,2023,第A1期吕超¹，李根^1,2，严俊杰¹（西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室；华南理工大学电力学院）.华龙一号反应堆假想事故下碎片床熔化过程的动态模拟研究[J].核动力工程,2023,第A1期齐超¹，李鑫¹，谭思超¹，程坤²，乔守旭¹（黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室，哈尔滨工程大学；中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室）.摇摆条件下棒束通道流场特性研究[J].核动力工程,2023,第A1期刘延¹，刘晓晶¹，杜思佳²，王嘉庚²，何辉¹（上海交通大学机械与动力工程学院；中国核动力设计研究院）.基于阳极氧化的氧化腐蚀产物沉积层涂层复现方法研究[J].核动力工程,2023,第A1期蒋科成¹，余毅^1,2，马学斌¹，陈磊¹，刘松林¹（中国科学院合肥物质科学研究院，等离子体物理研究所；中国科学技术大学）.CFETR COOL包层热-机械性能研究[J].核动力工程,2023,第A1期杨红艳，吕俊男，张瑞谦，韦天国（中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室）.锆合金表面Cr涂层在高温水蒸气环境中氧化行为研究[J].核动力工程,2023,第A1期王苏豪，李莹，岳倪娜，郭靓，肖辉，娄芮凡，卓文彬（中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室）.棒束通道防腐蚀特性数值研究[J].核动力工程,2023,第A1期丁雷，陈星，王典乐，徐建军，眭曦，方颖，孟洋（中国核动力研究设计院反应堆工程研究所）.ACP100反应堆整体水力模拟试验研究[J].核动力工程,2023,第A1期沈聪¹，刘茂龙¹，程坤²，刘利民¹，徐子伊¹，顾汉洋¹（上海交通大学核科学与工程学院；中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室）.旋向对螺旋管束内铅铋流动传热特性影响的数值模拟研究[J].核动力工程,2023,第A1期卢迪¹，王连杰¹，夏榜样¹，黄彦平²，姚磊¹，刘鑫尧¹，周亚婧¹（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室；中国核动力研究设计院核反应堆热工水力技术重点实验室）.CSR150反应性控制研究[J].核动力工程,2023,第A1期赵琬倩，贾玉振，裴静远，李国庆，吕俊男，张君松，廖京京，彭倩（中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室）.LOCA事故工况下锆包壳的高温氧化行为研究进展[J].核动力工程,2023,第A1期吴松岭¹，叶祝涛²，李艾华²，李刚¹，刘晓珍¹（中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室；厦门大学物理系）.结构参数对铝基泡沫金属屏蔽性能影响研究[J].核动力工程,2023,第A1期赵学斌，黄彦平，叶绿（中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室）.基于分子动力学计算流体临界点预测方法研究[J].核动力工程,2023,第A1期崔怡然，杨忠波，刘然超，邓传东，王晓敏，邱军，徐春容（中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室）.Zr-Sn-Nb合金带材力学性能各向异性研究[J].核动力工程,2023,第A1期舒茗^1,2，孙永铎¹，郑钰琦¹，周钦²，刘肖¹，肖军¹，陈璐瑶¹（中国核动力研究设计院；清华大学核能与新能源技术研究院）.热老化对20Cr25NiNb不锈钢冲击韧性的影响研究[J].核动力工程,2023,第A1期贾玉振，邱军，程竹青，杨忠波（中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室）.最终退火温度对N36合金管材微观结构和性能的影响[J].核动力工程,2023,第A1期赵宇翔¹，徐祺¹，熊茹¹，郭相龙²，刘肖¹（中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室；上海交通大学）.钛合金在硼、锂介质中的缝隙腐蚀行为分析[J].核动力工程,2023,第A1期何琨，潘钱付，李刚，梁波（中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室）.12Cr-1.5W-0.6Si合金管材长期高温蠕变性能研究[J].核动力工程,2023,第A1期陈佳跃¹，王泽锋²，王啸宇²，陈焕栋¹（中山大学中法核工程与技术学院；中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室）.堵流条件下矩形并联通道非均匀流动传热模拟方法研究[J].核动力工程,2023,第A1期首页上一页 1 2 3 4 5 下一页尾页共有8页，转到页

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