本书以核安全、核设备、核反应堆热工流体力学为主题,收录了《核电厂重物坠落分析方法研究》《液态金属冷却反应堆安全分析软件FRTAC应用于管道破口喷放实验的分析》《核电厂设备RCM分析程序开发》《基于RISMC方法的SGTR事故分析研究》《移动式重度污染抵近车数据集中采集软件设计及关键技术研究》《基于系统动力学的核事故应急撤离能力研究》《核电站风险指引设备分级方法中设备安全重要性筛选准则研究》《设计基准失水事故安全壳降压速率要求》等文章。
核电厂重物坠落分析方法研究
液态金属冷却反应堆安全分析软件FRTAC应用于管道破口喷放实验的分析
核电厂设备RCM分析程序开发
基于RISMC方法的SGTR事故分析研究
周边涉核事件舆情风险分析与应对策略研究——以扎波罗热核事件为例
移动式重度污染抵近车数据集中采集软件设计及关键技术研究
公众沟通如何影响涉核邻避结果——行动者网络理论下的组态分析
基于系统动力学的核事故应急撤离能力研究
核电站风险指引设备分级方法中设备安全重要性筛选准则研究
设计基准失水事故安全壳降压速率要求
设计阶段可靠性保证大纲研究
基于改进聚合直觉模糊数的核电站故障树核基本事件可靠性数据评估算法
热交换器传热管与支撑非线性碰撞数值计算研究
基于风险指引的核电厂建造阶段问题评价方法研究
一体化小型模块化压水堆取消LBLOCA的分析与研究
核电厂HRA基础数据架构研究
CAP1000非能动核电厂IRWST再循环爆破阀误动事件PSA分析研究
热管冷却反应堆概率安全评价关键问题研究概述
海上核应急辐射监测体系综述
中国核学会是在中国共产党的领导下,由钱三强、王淦昌、朱光亚等老一辈“两弹一星”功勋科学家倡议发起,核科学技术工作者自愿结成、依法登记,具有法人资格的全国性、学术性、非营利性的社会团体,是党和政府联系核科学技术工作者的桥梁纽带,是发展我国核科学技术事业的重要社会力量。中国核学会是中国科学技术协会的重要组成部分,学会挂靠在中国核工业集团有限公司,接受中国科协的业务指导,并接受民政部的监督管理。