【核反应堆传热和流体力学分析及实验】中国核能动力学会反应堆热工流体专业编原子能.pdf
核反应堆传热和流体力学 分析及实验 中国核能动力学会 反应堆热工流体专业委员会
前言 位有中国核动力研究设计院,中国原子能科学研究院,北京核工程研究设计院,中国原子能科 学研究院,北京核工程研究设计院,上海核工程研究设计院,清华大学,西安交通大学,上海交 通大学,式汉核动力运行研究所,和中国核学会等12个单位。会议共收到学术论 文54篇,有36位学者在大会上进行了交流发言.自1988年上海第三届会议之后:我国核电事业有工飞速的发展。首先:我国自行设计建造 的基山300MWe核电厂和大亚湾引进的900MWe核电厂相继建成并并网发电,我国自行设 计建造的第二座核电厂,蚕山二期600MWe核电厂在设计和技术攻关研究方面都取得重大进 展,预计将于1996年6月浇第一
SGTR引起满溢后对主蒸汽管道的水力学影响 *张会敏 秦山核电厂失流事故分析计算 李运文郝老迷谢晖 秦山二期核电厂安全壳内压力、温度瞬态分析张志达王世民 MC-TRAN脉冲堆瞬态分析程序研究* 张虹 反应堆系统分析程序THYDE-W的微机化.