中国核科学技术进展报告 第2册（第七卷）

　　中国核学会2021学术双年会于2021年10月19日-22日在山东省烟台市召开。会议主题是“庆贺党百年华诞勇攀核科技高峰”，大会共征集论文1400余篇，经过专家审稿，评选出573篇较高水平论文收录进《中国核科学技术进展报告（第七卷）》，报告共分10册，并按28个二级学科设立分卷。本册为核能动力分卷。

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核能动力
基于COMSOL的低压过冷沸腾仿真研究
非中心对称单束流加速器驱动次临界反应堆设计研究
APl000机组热态功能试验化学控制新技术的 应用
三门核电2号机组HFT氧化运行时镍峰值低原因分析
蒸汽发生器节流件阻力特性试验研究与数值分析
APl000堆型核岛反应堆压力容器金属反射式保温层安装工艺研究
APl000堆型反应堆主冷却剂泵顶升安装工艺研究
气液两相并流向下通过堆叠筛板填料的脉冲流判断方法
NECP-Bamboo程序自动化建模功能设计与开发
APl000堆芯运行过程中SPND响应电流模拟分析
某核电机组夏季工况出力预测模型分析
某核电两台机组热力性能差异分析
某核电循环水泵优化运行研究
控制棒导向筒压力场分布试验研究及CFD计算分析
熔盐堆气泡分离器内零速包络面的试验研究
基于Sobol方法的OTSG运行参数敏感性分析
基于视觉技术的乏燃料贮存格架缺陷检测方法研究与应用
模块化小堆非能动余排系统阻力对自然循环影响研究
搅混格架对棒束流场影响探究
基于CFD方法的直接安注导流装置设计分析
基于多数投票法的集成学习方法在核电厂故障诊断中的应用
基于剩余能量的储能飞轮阵列的功率分配策略
应用于风电场飞轮储能系统的功率校正方法
QT开发框架下的储能飞轮监控系统设计
小型压水堆的发展现状及建议
高温碱金属热管稳态流动传热特性研究
安全壳直接加热模型开发与验证
核电厂立式式泵-电机振动问题的分析与处理
百万千瓦级压水堆核电机组工业蒸汽供能技术改造工艺设计与实践
核电厂定期试验精细化管理方式的探索实践
基于多物理场耦合方法的板状燃料元件性能分析
热管冷却反应堆中高温钠热管传热极限实验研究
除氧器压力异常对核电厂负荷速降的影响分析
基于MCNP和CFD方法的有机工质堆芯物理热工特性研究
核电厂LCA失电隐患分析及供电可靠性研究
包壳肿胀对基于SiC复合材料的核燃料服役性能影响研究
3×3棒束通道内再淹没过程实验研究
基于PIV技术的棒束通道流场及子通道流量测量研究
单棒燃料元件流动特性数值分析
核电厂水压试验泵十年大修优化方法研究与实践
反应堆中腐蚀产物行为的模拟程序介绍
正慢化剂温度系数工况下控制棒组失控抽出事故安全性研究
新型海洋静默式热管反应堆(NUSTER-100)电源系统概念设计和分析
绕丝棒束组件内热电偶测点对组件水力特性的影响
压水堆燃料棒的内压模型计算分析
栅格/组件、堆芯两层级核燃料利用率影响机理研究
硼扩散特性研究
UO2燃料、UN燃料和U-10Zr燃料在热管冷却核反应堆中的燃耗性能分析
压水堆环形燃料组件组装装置开发及工艺研究