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[学位论文] 作者：邬国伟,,
来源：兰州大学 年份：2018
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[期刊论文] 作者：邬国伟,
来源：核动力工程 年份：1987
过去研究中源项估计过高,可安全地降到更现实的值。影响裂变产物从核燃料中释放的因素很多,要精确预测裂变产物的释放率是困难的,还需做许多工作。In the past, the source...
[期刊论文] 作者：邬国伟,陶谨,
来源：核动力工程 年份：1998
阐述了核电站负荷跟踪的必要性，运行方式、物理数学模型和计算程序的研制，以及存在的问题和改进方法。核电站负荷跟踪与运行方式、调节特性有很大关系。实践表明：只要设计合理，参......
[期刊论文] 作者：邬国伟，楼运豪,
来源：核科学与工程 年份：1995
对钍－２３２在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便，以秦山核电厂反应堆参数为基础，只改变堆芯燃料组分，在可变材料总量不变的条件下，对不同钍－２３２装量进行了多方案研究。结......
[期刊论文] 作者：邬国伟,楼运豪,
来源：核动力工程 年份：1993
用HAMMER-JUR和EXT-2程序校核了几种反应堆堆芯的临界实验。结果表明,理论计算值与实验测量直符合良好,且计算费用也在可接受的范围内。证明该二配套程序可用于反应堆设计计...
[期刊论文] 作者：周法清,邬国伟,
来源：原子能科学技术 年份：1993
介绍了核工程领域内各国开展人工智能技术研究的情况。评述了在反应堆故障诊断、控制和运行、维护、报警和显示、事故管理、机器人等领域的专家系统及其发展方向...
[期刊论文] 作者：邬国伟rrrrrrrrn,卢玉永,
来源：核动力工程 年份：1988
对于材料已经确定的反应堆压力容器,其辐照脆化效应的主要因素是快中子积分通量。本文应用中子输运格林函数法验算了秦山核电站压力容器1/4厚度处最大快中子通量。分析和评价...
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