各有关单位等离子体物理研究所.docx

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各有关单位等离子体物理研究所

一、反应堆和核电厂

H-084-001

水堆燃料芯块-包壳相互作用

Pellet-cladinteractioninwaterreactorfuels.[R,e]//INIS-FR-08-0305,2004,26p.[001]

H-084-002

先进热工水力与中子编码现状和未来应用专题讨论会会议录

Proceedingsoftheworkshoponadvancedthermal-hydraulicandneutroniccode:

currentandfutureapplications.[R,e]//NEA-CSNI-R-2001-2,2001,723p.[001]

H-084-003

用核动力工程设计试验中心沸水堆全尺寸细网格束试验模拟来评价COBRA-IE计算机编码

Cobra-IEevaluationbysimulationoftheNUPECBWRfull-sizefine-meshbundletest（BFBT）.[R,e]//B-T-3653,2006,16p.[001]

H-084-004

在瑞典核电站会见中反映出的安全管理特征：

系统观点方法

SafetymanagementcharacteristicreflectedininterviewsatSwedishnuclearpowerplants:

asystemperspectiveapproach.[R,e]//SKI-R-07-25,2005,46p.[001]

H-084-005

概率安全目标：

第1阶段情况和瑞典与芬兰的经验

Probabilisticsafety.Phase1statusandexperiencesinSwedenandFinland.[R,e]//SKI-R-07-06,2007,66p.[001]

H-084-006

国际研究堆大会：

安全管理及有效利用（详细文摘）

Internationalconferenceonresearchreactors:

safemanagementandeffectiveutilization.Bookofextendedsynopses.[R,e]//IAEA-CN-156,2007,297p.[001]

H-084-007

应急柴油发电机共因故障收集与分析的国际共因故障数据交换项目报告

ICDEprojectreportoncollectionandanalysisofcommon-causefailuresofemergencydieselgenerators.[R,e]//NEA-CSNI-R-2000-20,2001,78p.[001]

H-084-008

容器内堆芯退化编码验证矩阵更新（1996-1999年）（OECD/NEA专家组报告）

In-vesselcoredegradationcodevalidationmatrixupdate1996-1999.reportbyanOECD/NEAgroupofexperts.[R,e]//NEA-CSNI-R-2000-21,2001,351p.[001]

H-084-009

第43号国际标准问题：

编码验证用快速硼稀释瞬态试验（比较报告）

Internationalstandardproblem（ISP）No.43.rapidboron-dilutiontransienttestsforcodeverification.Comparisonreport.[R,e]//NEA-CSNI-R-2000-22,2001,197p.[001]

H-084-010

第41号国际标准问题：

根据放射性碘试验设施实验练习安全壳碘计算机编码

Internationalstandardproblem（ISP）No.41.containmentiodinecomputercodeexercisebasedonaradioiodinetestfacility（RTF）experiment.[R,e]//NEA-CSNI-R-2000-6-VOL-1,2000,174p.[001]

H-084-011

在长期前景中短期严重事故管理行动的影响最终报告

Impactofshort-termsevereaccidentmanagementactionsinalong-termperspective.Finalreport.[R,e]//NEA-CSNI-R-2000-8,2000,16p.[001]

H-084-012

凭严重事故管理深入了解安全壳中碘、铯、锶和其它裂变产物的释放控制

Insightsintothecontrolofthereleaseofiodine,cesium,strontiumandotherfissionproductsinthecontainmentbysevereaccidentmanagement.[R,e]//NEA-CSNI-R-2000-9,2000,110p.[001]

H-084-013

国际共因故障数据交换项目报告：

电动阀共因故障收集与分析

ICDEprojectreport:

collectionandanalysisofcommon-causefailuresofmotoroperatedvalves.[R,e]//NEA-CSNI-R-2001-10,2001,44p.[001]

H-084-014

使用核电厂安全性能指标的摘要报告

Summaryreportontheuseofplantsafetyperformanceindicators.[R,e]//NEA-CSNI-R-2001-11,2001,26p.[001]

H-084-015

以法国原子能委员会管道弯曲试验为基础的疲劳裂纹增长基准技术报告

TechnicalreportonthefatiguecrackgrowthbenchmarkbasedonCEApipebendingtests.[R,e]//NEA-CSNI-R-2001-14,2001,53p.[001]

H-084-016

评估水水动力堆失水事故与瞬态热工-水力编码的验证矩阵：

OECD水水动力堆热工-水力编码验证矩阵支持组报告

Validationmatrixfortheassessmentofthermal-hydrauliccodesforVVERLOCAandtransients.AreportbytheOECDsupportgroupontheVVERthermal-hydrauliccodevalidationmatrix.[R,e]//NEA-CSNI-R-2001-4,2001,249p.[001]

H-084-017

退化堆芯问题情况：

G.Bandini与NEA退化堆芯冷却任务组合作编写的综合论文

Statusofdegradedcoreissues.SynthesispaperpreparedbyG.bandiniincollaborationwiththeNEAtestgroupondegradedcorecooling.[R,e]//NEA-CSNI-R-2001-5,2001,15p.[001]

H-084-018

先进热工-水力与中子编码的现状和未来应用（摘要及结论）

Advancedthermal-hydraulicandneutroniccodes:

currentandfutureapplications.Summaryandconclusions.[R,e]//NEA-CSNI-R-2001-9,2001,79p.[001]

H-084-019

依赖关系分析指南：

共因故障分析北欧/德国工作组第1阶段项目报告：

试验情况比较与应用

Dependencyanalysisguidance.Nordic/Germanworkinggrouponcommoncausefailureanalysis.Phase1projectreport:

comparisonsandapplicationtotestcases.[R,e]//SKI-R-07-41,2007,42p.[001]

H-084-020

北欧核电站“R-书”中管系部件的可靠性数据（项目第1阶段）（第1版）

ReliabilitydataforpipingcomponentsinNordicnuclearpowerplant‘R-book’.projectphase1.Rev.1.[R,e]//SKI-R-08-01,2008,100p.[001]

H-084-021

液态金属冷却堆：

设计和运行经验

Liquidmetalcooledreactors:

experienceindesignandoperation.[R,e]//IAEA-TECDOC-1569,2007,272p.[001]

H-084-022

第11届原子能研究专题讨论会分文会议录

Proceedingsoftheeleventhsymposiumofatomicenergyresearch.[R,e]//INIS-SK-2008-003,2001,853p.[001]

H-084-023

第17届原子能研究专题讨论会会议录，第1卷

Proceedingsoftheseventeenthsymposiumofatomicenergyresearch.Vol.I.[R,e]//INIS-SK-2008-001,2007,592p.

[001]

H-084-024

第17届原子能研究专题讨论会会议录，第2卷

Proceedingsoftheseventeenthsymposiumofatomicenergyresearch.Vol.II.[R,e]//INIS-SK-2008-108,2007,492p.[001]

H-084-025

全部核设施地震再评价专题讨论会会议录

Proceedingsoftheworkshopontheseismicre-evaluationofallnuclearfacilities.[R,e]//NEA-CSNI-R-2001-13,2001,435p.[001]

H-084-026

实施严重事故管理措施专题讨论会会议录

Proceedingsoftheworkshopontheimplementationofsevereaccidentmanagementmeasures.[R,e]//NEA-CSNI-R-2001-20,2001,456p.[001]

H-084-027

亚洲核合作论坛2006年研究堆利用（合同研究）专题讨论会

ProceedingsoftheFNCA2006workshopontheutilizationofresearchreactor（contractresearch）.[R,e]//JAEA-Conf-2007-008,2007,326p.[001]

H-084-028

JRR-3堆堆芯燃耗计算方法

Coreburn-upcalculationmethodofJRR-3.[R,e]//JAEA-Conf-2007-008,p.167-208,[001]

H-084-029

JRR-3堆中用MVP和MVP-BURN编码进行计算

CalculationusingMVPandMVP-BURNinJRR-3.[R,e]//JAEA-Conf-2007-008,p.209-221,[001]

H-084-030

高通量先进中子应用堆中子学计算系统综述

OverviewoftheneutronicscalculationsystemfortheHANARO.[R,e]//JAEA-Conf-2007-008,p.222-225,[001]

H-084-031

“快堆循环工艺开发项目”2006财年研发活动评估报告（期中报告）

AssessmentreportofresearchanddevelopmentactivitiesinFY2006activity.‘Fastreactorcycletechnologydevelopmentproject’（Interiumreport）[R,j]//JAEA-Evalua-tion-2007-003,2007,100p.[001]

H-084-032

核电厂老化的社会-经济、卫生及环境影响

Ageingofpowerplantssocio-economical,sanitaryandenvironmentalimpact.[R,f]//INIS-FR-08-0787,2005,139p.[001]

H-084-033

国际建立新的人可靠性评估专题讨论会会议录：

系统误差的研究到应用

ProceedingsoftheinternationalworkshoponbuildingthenewHRA:

errorsofcommission-fromresearchtoapplication.[R,e]//NEA-CSNI-R-2002-3,2003,270p.[001]

H-084-034

加速器驱动次临界研究堆的中子学设计

Neutronicdesignofanacceleratordrivensub-criticalresearchreactor.[R,e]//INIS-RS-1384,2002,8p.[001]

H-084-035

高温工程试验堆无人值班乏燃料流监测核保障系统的发展

Developmentoftheunattendedspentfuelflowmonitoringsafeguardssystemforthehightemperatureengineeringtestreactor.[R,e]//JAEA-Technology-2007-003,2007,31p.[001]

H-084-036

高温工程试验堆提升功率试验以来的运行经验

Operatingexperiencessincerise-to-powertestinhightemperatureengineeringtestreactor.[R,e]//JAEA-Technology-2007-014,2007,69p.[001]

H-084-037

采用低缩铀硅化物燃料的JRR-4的堆芯特点：

初始堆芯及燃耗堆芯

CorecharacteristicsofJRR-4usinglow-enriched-uranium-silicidefuel.Initialcoreandburn-upcore.[R,j]//JAEA-Technology-2007-017,2007,101p.[001]

H-084-038

JRR-4堆运行实践和反应堆物理实验指南

GuidanceofoperationpracticeandreactorphysicsexperimentsusingJRR-4.[R,j]//JAEA-Technology-2007-018,2007,114p.[001]

H-084-039

高温工程试验堆产氢系统：

模拟试验设施的结构和主要规格

HTTRhydrogenproductionsystem.Structureandmainspecificationsofmock-uptestfacility.[R,j]//JAEA-Technology-2007-022,2007,219p.[001]

H-084-040

通过实际环境的应用来减少第4代核能系统建设费用（最终报告）

GenerationIVnuclearenergysystemsconstructioncostreductionsthroughtheuseofvirtualenvironments-finalReport.[R,e]//DOE-SF-22327-Final,2005,67p.[001]

H-084-041

核反应堆与脱盐过程结合的最佳化

Contributiontotheoptimizationofthenuclearreactorstodesalinationprocesses.[R,f]//FRNC-TH-7327,2007,131p.[001]

H-084-042

高温工程试验堆气体压缩机油密封性能的改进

ImprovementinoilsealperformanceofgascompressorinHTTR.[R,j]//JAEA-Technology-2007-047,200748p.[001]

H-084-043

JRR-3堆硅化物燃料堆芯的反应性管理和燃耗管理

Reactivitymanagementandburn-upmanagementonJRR-3silicide-fuelcore.[R,j]//JAEA-Technology-2007-050,200748p.[001]

H-084-044

JRR-3堆安全保护系统的回路精确度

LoopaccuracyofJRR-3safetyprotectionsystem.[R,j]//JAEA-Technology-2007-052,200756p.[001]

H-084-045

安全性能指标专家会议会议录

Proceedingsofthespecialistmeetingonsafetyperformanceindicators.[R,e]//NEA-CSNI-R-2002-2,2002,345p.[001]

H-084-046

第19届中子散射在凝聚物质研究中应用专题讨论会：

会议时间表和报告摘要

TheXIXworkshoponneutronscatteringapplicationforcondensedmatterinvestigationsprogramandsummariesofreports.[R,ru]//INIS-RU-508,2006,108p.[001]

H-084-047

国际原子能机构的中子数据汇编

NeutrondatacompilationattheInternationalAtomicEnergyAgency.[R,e]//INDC（NDS）-0001,1968,7p.[001]

H-084-048

在燃烧等离子体中氢同位素与轻元素的堆芯浓度（IAEA顾问会议摘要报告）

Coreconcentrationsofhydrogenisotope.andlightelementsinburningplasmaSummaryreportofanIAEAconsultants’meeting.[R,e]//INDC（NDS）-0518,2007,14p.[001]

H-084-049

IAEA国际核反应数据中心网络技术会议报告

ReportontheIAEAtechnicalmeetingoftheinternationalnetworkofnuclearreactordatacenters.[R,e]//INDC（NDS）-0519,2007,96p.[001]

H-084-050

聚变堆重元素杂质的原子数据：

第2届研究协作会议摘要报告

Atomicdataforheavyelementimpuritiesinfusionreactors.Summaryreportofthesecondresearchcoordinationmeeting.[R,e]//INDC（NDS）-0521,2008,25p.[001]

H-084-051

计算非能核应用核反应参数第3届研究协作会议摘要报告（参考输入参数数据库：

第3阶段）

Summaryreportofthirdresearchcoordinationmeetingonparametersforcalculationofnuclearreactionsrelevancetonon-energynuclearapplication（Referenceinputparameterlibrary:

phaseIII）.[R,e]//INDC（NDS）-0524,2008,46p.[001]

H-084-052

FENDL-2.1：

聚变用评价核数据库的更新

FENDL-2.1:

updateofanevaluatednucleardatalibraryforfusionapplications.[R,e]//INDC（NDS）-0467,2004,34p.[001]

H-084-053

次锕系元素核反应数据咨询会议摘要报告

Summaryreportofconsultantsmeetingonminoractinidenuclearreactiondata.[R,e]//INDC（NDS）-0512,2007,21p.[001]

H-084-054

等离子模拟用原子与分数数据：

第2届IAEA研究协作会议摘要报告

Atomicandmoleculardataforplasmamodelling.SummaryreportofsecondIAEAresearchcoordinationmeeting.[R,e]//INDC（NDS）-0515,2007,22p.[001]

H-084-055

聚变堆中氚存量：

最终研究协作会议摘要报告

Tritiuminventoryinfusionreactors.Summaryreportofthefinalresearchcoordinationmeeting.[R,e]//INDC（NDS）-0516,2007,30p.[001]

H-084-056

优先原子与分子数据评估：

IAEA技术会议摘要报告

Assessme