核科技图书馆中国科学院等离子体物理研究所.docx

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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