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新文化史料
1 中国核动力研究设计院研究堆安全分析 1994 02
2 直角弯头连接的竖直管与水平管中的淹没问题 1994 04
3 蒸汽发生器螺旋式传热管动态特性简化解析分析 1994 05
4 蒸汽发生器一次侧表面预处理技术 1994 03
5 一般等效均匀化理论在节块格林函数方法中的应用 1994 05
6 液态金属锂回路的总体设计及安装调试 1994 05
7 压水堆核电站二回路蒸汽循环及其改进 1994 05
8 压水堆核电站蒸汽发生器的机械清洗 1994 04
9 压水堆-回路系统松动部件故障的噪声分析及模拟试验 1994 02
10 新型自补偿γ量热计的刻度及测量 1994 03
11 小资料 1994 02
12 温度噪声相关测速方法的系统误差与自标定 1994 01
13 (前)苏联压水堆核动力装置事故分析 1994 05
14 200MW供热堆乏燃料的贮存 1994 06
15 69群库的热堆基准检验 1994 01
16 Gd_2O_3-UO_2芯块中钆和铀含量的IDMS测… 1994 04
17 He冷却LLi氚增殖包层的热工水力初步设计 1994 04
18 HFETR运行十年辐射工作人员个人内照射监测与评价 1994 02
19 U_3Si_2热稳定性与防护研究 1994 05
20 变流量工况下~(16)N监测反应堆功率的研究 1994 03
21 承压螺栓超声检查波形分析 1994 05
22 池式低温供热堆池水覆盖液体的筛选 1994 01
23 大型核电厂电力系统可靠性分析 1994 06
24 大亚湾核电站首次堆芯换料设计优化 1994 05
25 大亚湾核电站全范围模拟机的验收试验 1994 03
26 大亚湾核电站压水堆冷却剂管道安装 1994 01
27 大亚湾核电站一号机组投入商业运行、二号机组并网成功 1994 02
28 带喷射泵系统自然循环瞬态特性数值模拟计算 1994 02
29 低流速下临界热流密度(CHF)关系式分析 1994 03
30 低浓铀轻水零功率装置事故分析 1994 04
31 低温堆吊篮组件的可靠性设计 1994 05
32 低温核供热堆模拟装卸料机及智能控制仪 1994 06
33 低温核能供热经济分析 1994 06
34 堆内试验回路事故安全分析 1994 05
35 对改善弹簧直接作用式安全阀密封特性的探讨 1994 02
36 改进后的RELAP4/MOD7与大破口失水事故分析 1994 01
37 改善弹簧直接作用式安全阀密封特性的实验研究 1994 03
38 高纯锗γ谱仪对环境样品的效率刻度 1994 03
39 高通量工程试验堆堆芯反应性消耗率的估算及应用 1994 05
40 高温高压试验回路的主换热器设计 1994 01
41 高温气冷堆燃料元件发展现状和趋势 1994 06
42 高效能屏蔽材料铅硼聚乙烯 1994 04
43 固有安全快堆铅冷却剂及其物理特性 1994 02
44 固有安全一体化UZrH_x动力堆INSURE-100… 1994 04
45 关于核电站在役检查标准的探讨 1994 03
46 管内流动沸腾CHF实验及氟里昂模化研究 1994 05
47 硅化铀的肿胀特性和发展前景综述 1994 02
48 核电厂设计中的工效学──兼评三哩岛与切尔诺贝利事故 1994 03
49 核电站风险管理系统及其构模方法 1994 06
50 核电站压力容器用A508CL3钢及其窄间隙埋弧焊焊缝… 1994 01
51 核电站蒸汽发生器研究设计中的几个问题 1994 04
52 核废料地质处置天然类似物研究及其意义 1994 02
53 核供热反应堆重力注硼系统分析 1994 02
54 核汽轮机分离级轴向间隙内湿度场的数值计算 1994 02
55 核容器法兰密封系统密封性能数值分析 1994 01
56 核事故后避迁措施的利益和代价 1994 04
57 换热器传热管固有振动的罚单元有限元计算方法 1994 02
58 聚变堆第一壁TiC涂层材料研究 1994 04
59 聚变-裂变混合堆安全性初探 1994 01
60 均相流蒸汽发生器瞬态分析模型 1994 03
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