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核科技图书馆中国科学院等离子体物理研究所
一、反应堆和核电厂
H-081-001
无现场换料的小型堆设计情况
Statusofsmallreactordesignswithouton-siterefuelling.[R,e]//IAEA-TECDOC-1536,2007,870p.[001]
H-081-002
国际原子能机构成员国脱盐情况
StatusofnucleardesalinationinIAEAmemberstates.[R,e]//IAEA-TECDOC-1524,2007,80p.[001]
H-081-003
核脱盐的经济学:
新发展和特定场址研究(2002-2006年合作研究计划最终结果)
Economicsofnucleardesalination:
newdevelopmentsandsitespecificstudies.Finalresultsofacoordinatedresearchproject2002-2006.[R,e]//IAEA-TECDOC-1561,2007,226p.[001]
H-081-004
模拟轻水堆燃料包壳在失水事故条件下的行为的实验数据评论
ReviewofexperimentaldataformodelingLWRfuelcladdingbehaviourunderlossofcoolantaccidentconditions.[R,e]//SKI-R-07-14,2007,100p.[001]
H-081-005
用中子断层X线照相法研究沸水堆燃料棒水膜
Investigationoffilmsonfuelrodsinboilingwaterreactorusingneutrontomography.[R,e]//UU-NF-06-05,2006,40p.[001]
H-081-006
用SRAC编码系统分析MEX-15多用反应堆
AnalysisoftheMEX-15multipurposereactorusingSRACcodesystem.[R,e]//INIS-MX-RI-1818,1992,69p.[001]
H-081-007
商用核电厂灵活计算机管理基础发展
Developmentofaflexiblecomputerizedmanagementinfrastructureforacommercialnuclearpowerplant.[R,e]//DOE/ID-14554,2006,33p.[001]
H-081-008
固态氢化物燃料在改进长寿命轻水堆堆芯设计中的应用(最终摘要报告)
Useofsolidhydridefuelforimprovedlong-lifeLWRcoredesigns.Finalsummaryreport.[R,e]//DOE/SF-22615-1,2006,,117p.[001]
H-081-009
核电站设计特征:
国际原子能机构动力堆信息系统中核电站设计特征的结构
Nuclearpowerplantdesigncharacter–istics.StructureofnuclearpowerplantdesigncharacteristicsintheIAEApowerreactorinfor-mationsystem.[R,e]//IAEA-ECDOC-1544,2007,40p.[001]
H-081-010
对安全重要的主要核电厂部件老化的评估及管理:
压水堆容器内部部件(2007年更新)
Assessmentandmanagementofageingofmajornuclearpowerplantcomponentsimportanttosafety:
PWRvesselinternals:
2007update.[R,e]//IAEA-TECDOC-1557,2007,76p.[001]
H-081-011
2005亚洲核合作论坛研究堆利用专题讨论会会议录
ProceedingoftheFNCA2005workshopontheutilizationofresearchreactors.[R,e]//JAEA-Conf-2006-010,2007,83p.[001]
H-081-012
高温工程试验堆堆芯支持石墨结构监督试验的基本数据
Basicdataforsurveillancetestoncoresupportgraphitestructuresforthehightemperatureengineeringtestreactor(HTTR).[R,j]//JAEA-DATA/code-2007-001,2007,64p.[001]
H-081-013
COREBN:
全面中子学计算编码系统的堆芯燃耗计算模块
COREBN:
Acoreburn-upcalculationmoduleforSRAC2006.[R,e]//JAEA-DATA/code-2007-003,2007,128p.[001]
H-081-014
SRAC2006:
全面中子学计算编码系统
SRAC2006:
Acomprehensiveneutronicscalculationcodesystem.[R,e]//JAEA-DATA/code-2007-004,2007,327p.[001]
H-081-015
印度Kakrapar核电站1号机组高燃耗和加压重水堆燃料棒束56504辐照后检查
Post-irradiationexaminationofhighburn-upPHWRfuelbundle56504fromKAPS-1.[R,e]//BARC-2007/E/002,2007,36p.[001]
H-081-016
先进重水堆整体试验回路28棒热关闭被动阀的功能及性能评价
Functionalandperformanceevaluationof28barhotshutdownpassivevalve(HSPV)atintegraltestloop(ITL)foradvancedheavywaterreactor(AHWR).[R,e]//BARC-2007/E/003,2007,42p.[001]
H-081-017
运行反应堆物理学分析编码
Operationalreactorphysicsanalysiscodes(ORPAC).[R,e]//BARC-2007/E/008,2007,34p.[001]
H-081-018
先进轻水堆被动安全系统设计的新改进基础:
教育研发项目
ProvidingthebasisforinnovativeimprovementsinadvancedLWRreactorpassivesafetysystemsdesign:
aneducationalRandDproject.[R,e]//DOE/ID-14500,2007,27p.[001]
H-081-019
NSRR实验中燃料包壳表面瞬态温度测量研究
StudyontransienttemperaturemeasurementatfuelcladsurfaceinNSRRexperiments.[R,e]//JAEA-Research-2006-083,47p.[001]
H-081-020
采用振动填充燃料及球pac燃料堆芯与燃料设计的影响研究
Studyoninfluencetocoreandfueldesignbyadoptingvibro-packedfuelandsphere-pacfuel.[R,j]//JAEA-Research-2006-087,2007,80p.[001]
H-081-021
用外部凝胶化工艺制造燃料微球的发展
Developmentoffuelmicrospheresfabricationbytheexternalgelationprocess.[R,j]//JAEA-Research-2006-088,2007,105p.[001]
H-081-022
含镅混合氧化物燃料氧/金属比的特性
BehavioronO/MratioforamcontainingMOXfuel.[R,j]//JAEA-Research-2007-013,2007,74p.[001]
H-081-023
高温工程试验堆(HTTR)核特性评价方法的改进研究
Researchonimprovementofnuclearcharacteristicevaluationmethodforhightemperatureengineeringtestreactor(HTTR)(Thesis).[R,j]//JAEA-Review-2006-038,2007,171p.[001]
H-081-024
核电厂概率安全评估:
内部事件的1级概率安全评估。
东京大学工程研究院讲座教科书
Probabilisticsafetyassessmentfornuclearpowerplants:
level1PSAforinternalevents.TextbookforlectureingraduateschoolofengineeringintheuniversityofTokyo.[R,j]//JAEA-Review-2006-041,2007,52p.[001]
H-081-025
热实验室的运行及利用年度报告(2005年4月1日至2006年3月31日)
Annualreportonoperationandutilizationofhotlaboratories.FromApril1,2005toMarch31,2006.[R,j]//JAEA-Review-2007-006,2007,97p.[001]
H-081-026
高温工程试验堆无人看管乏燃料流监测核保障系统的研发
Developmentoftheunattendedspeatfuelflowmonitoringsafeguardssystem(UFFM)forthehightemperatureengineeringtestreactor(HTTR).[R,e]//JAEA-Technology-2007-003,2007,31p.[001]
H-081-027
混合氧化物燃料数据库的研发
DevelopmentofMOXfueldatabase.[R,e]//JAEA-Technology-2007-010,2007,55p.[001]
H-081-028
环形燃料设计编码CEPTAR的验证:
常阳II型驱动燃料辐照数据的验证
Verificationofannualfueldesigncode‘CEPTAR’verificationwiththeirradiationdataofJOYOMK-IIdriverfuel.[R,j]//JAEA-Technology-2007-013,2007,47p.[001]
H-081-029
核安全研究堆中反应性引发事故模拟实验的B-I型高压水辐照样品盒的操作手册
Handling-manualofB-Itypehighpressurewatercapsuleforreactivityenitiatedaccidentsimulationexper-imentin.[R,j]//JAEA-Testing-2007-001,2007,70p.[001]
H-081-030
未来第4代核系统:
未来核系统策略方向建议
Nuclearsystemsofthefuture-generation4.proposalsofstrategicorientationsforthenuclearsystemsofthefuture.[R,f]//INIS-FR-6640,2007,15p.[001]
H-081-031
欧洲核学会信息资料交换2004:
第16届国际核通信会议:
核明天观点的定义(会刊)
ENSPIME2004:
16thinternationalmeetingofnuclearcommunicators:
definingtomorrowsvisionofnucleartransactions.[R,e]//INIS-BE-V-002,2004,178p.[001]
H-081-032
在RB反应堆大中央空气孔道中测定中子通量分布
DeterminationofneutronfluxdistributionacrosstheRBreactorwithlargecentralairhole.[R,e]//INIS-RS-1109,1998,6p.[001]
H-081-033
核电厂安全重要主要部件老化评估及管理:
压水堆压力容器(2007年更新)
Assessmentandmanagementofageingofmajornuclearpowerplantcomponentsimportanttosafety:
PWRpressurevessels2007update.[R,e]//IAEA-TECDOC-1556,2007,215p.[001]
H-081-034
核电及全球能源安全挑战:
世界核协会年度座谈会(2007年9月6日,伦敦)
Nuclearpowerandtheglobalchallengesofenergysecurity,6September2007London,England,worldnuclearassociationannualsymposium.[R,e]//INIS-XA-1014,2007,4p.[001]
H-081-035
世界应急援助要求的回答:
事件及应急中心
Answeringtherequestforemergencyassistanceworldwire.Theincidentandemergencycentre.[R,e]//INIS-XA-999,2007,4p.[001]
H-081-036
第1届日本原子能机构/韩国原子能研究所关于高温气冷堆及核氢技术信息交换会议会议录
Proceedingsofthe1stJAEA/KAERIinfor-mationexchangemeetingonHTGRandnuclearhydrogentechnology.[R,e]//JAEA-Conf-2007-005,2007,203p.[001]
H-081-037
紧密栅格棒束热工-水力学试验数据报告(3):
用37-棒束模拟水冷增殖堆进行棒挠曲效应试验
Datareportoftight-latticerodbundlethermal-hydraulictests(3).Rod-bowingeffecttestusing37-rodbundlesimulatedwatercooledbreederreactor(Contractresearch).[R,j]//JAEA-Data/Code-2007-011,2007,135p.[001]
H-081-038
加速器驱动系统功率展平的中子学设计
Neutronicsdesignforpowerflatteningofaccelerator-drivensystem.[R,j]//JAEA-Research-2007-025,2007,50p.[001]
H-081-039
在日本材料试验堆中辐照的惰性基体氮化物燃料(01F-51A辐照盒)的辐照后检验
Post-irradiationexaminationsofinertmatrixnitridefuelirradiatedinJMTR(01F-51Acapsule)[R,j]//JAEA-Research-2007-026,2007,82p.[001]
H-081-040
低能水平破裂堆芯池中流动特性的基本研究
Fundamentalstudyonflowcharacteris-ticsofdisruptedcorepoolatalowenergylevel(Jointresearch).[R,e]//JAEA-Research-2007-032,2007,56p.[001]
H-081-041
在压水堆具有高压注入故障及聚积注入系统气体进入时容器底部的破裂失水事故时快速减压动作定时研究
Astudyontimingofrapiddepressurize-tionactionduringPWRvesselbottombreak-LOCAwithHPIfailureandAIS-gasinflow(ROSA-V/LSTFtestSB-PV-06).[R,e]//JAEA-Research-2007-037,2007,163p.[001]
H-081-042
高温工程试验堆的运行、试验、研究与发展
Operation,test,researchanddevelop-mentofthehightemperatureengineer-ingtestreactor((HTTR).[R,j]//JAEA-Review-2007-017,2007,88p.[001]
H-081-043
环形燃料概率设计方法的发展:
BORNFREE-CEPTAR编码的发展
Developmentofprobabilisticdesignmethodforannularfuel.DevelopmentofBORNFREE-CEPTARcode.[R,j]//JAEA-Technology-2007-009,2007,27p.[001]
H-081-044
高温工程试验堆自提升功率试验以来的运行经验
Operatingexperiencesincerise-to-powertestinhightemperatureengineer-ingtestreactor(HTTR).[R,e]//JAEA-Technology-2007-014,2007,69p.[001]
H-081-045
JRR-4堆采用低缩铀硅化物燃料的堆芯特点。
初始堆芯及烧过的堆芯
CorecharacteristicsofJRR-4usinglow-enriched-uranium-silicide-fuel.Initialcoreandburn-upcore.[R,j]//JAEA-Technology-2007-017,2007,101p.[001]
H-081-046
JRR-4运行实践及反应堆物理实验指南
GuidanceofoperationpracticeandreactorphysicsexperimentsusingJRR-4.[R,j]//JAEA-Technology-2007-018,2007,114p.[001]
H-081-047
钚、镅再分布堆芯的发展
Developmentofplutoniumandamericiumredistributioncode.[R,j]//JAEA-Technology-2007-020,2007,27p.[001]
H-081-048
用燃气轮机的高温堆300磁轴承支撑涡轮机的振动分析,第1部分
VibrationalanalysisofmagneticbearingsupportturbomachineforGTHTR300,Part1[R,j]//JAEA-Technology-2007-021,2007,27p.[001]
H-081-049
高温工程试验堆产氢系统:
模型试验设施的结构及主要规格
HTTRhydrogenproductionsystem.Structureandmainspecificationsofmockuptestfacility.[R,j]//JAEA-Technology-2007-022,2007,219p.[001]
H-081-050
核安全研究堆中B型辐照盒的发展
Developmentoftype-BcapsuleloaderintheNSRR.[R,j]//JAEA-Technology-2007-028,2007,59p.[001]
H-081-051
(文殊快堆)燃料组件发热评价检验
Heatevaluationexaminationoffuelassembly.[R,j]//JAEA-Technology-2007-029,2007,85p.[001]
H-081-052
IBR-2脉冲堆在不同平均功率水平的稳定性及功率反馈参数的估计
EstimationoftheparametersofpowerfeedbackandstabilityoftheIBR-2pulsedreactoratdifferentlevelsofthemeanpower.[R,ru]//JINR-R-13-2006-101,2006,12p.[001]
H-081-053
核反应堆安全关键软件审批:
欧洲7个核法规团体及授权技术支持组织共同决定
Licensingofsafetycriticalsoftwarefornuclearreactors.CommonpositionofsevenEuropeannuclearregulatorsandauthorizedtechnicalsupportorganiza-tions.[R,e]//NEI-SE-659,2007,147p.[001]
H-081-054
IBR-2反应堆产生中子平均寿命测量
Measurementoftheaveragelifetimeofgenerationof
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