申森
【姓名】 申森
【职称】 高级工程师;
【研究领域】 核科学技术;电力工业;安全科学与灾害防治;
【研究方向】 反应堆热工水力分析和核电厂事故分析工作
【发表文献关键词】 堆芯,节块,CANDU堆,秦山三期CANDU核电厂,RTSP,严重事故,子通道,安全系统,安全分析,核电厂,纵深防御,压水堆,停堆系统,瞬态分析,慢化剂,排管容器,安全壳,上海核工程研究设计院,计算程...
【工作单位】 上海核工程研究设计院
【曾工作单位】 上海核工程研究设计院;
【所在地域】 上海
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[1]杨萍;陈松;申森;.丧失慢化剂事故及运输过程钴靶元件温度计算[J]原子能科学技术.2011,(10)
[2]申森.CANDU堆核电厂严重事故分析研究[J]核动力工程.2003,(S2)
[3]申森;.核电厂老化管理和延寿的现状[J]核安全.2003,(02)
[4]蔡剑平,申森,NickBarkman.秦山三期CANDU核电厂的安全系统和安全分析[J]核动力工程.1999,(06)
[5]程平东,邵天伟,赵慧敏,周全福,申森.SNENM/RTSP:一个用于压水堆堆芯瞬态分析的三维节块和子通道计算程序[J]计算物理.1992,(S1)
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中国重要会议全文数据库    共找到3篇
[1]孙学伟;申森;贺湘炼;李兴华;.设计单位核安全文化测评指标体系研究[A].中国核学会核能动力分会核电质量保证专业委员会第十二届年会暨学术报告会论文专集.2014-10-28
[2]申森;.二代核电厂运用可靠性保证大纲的初步思考[A].中国核科学技术进展报告——中国核学会2009年学术年会论文集（第一卷·第2册）.2009-11-18
[3]申森;贺湘炼;.核安全文化建设自评测量[A].中国核学会核能动力学会核电质量保证专业委员会第十一届年会暨学术报告会论文专集.2012-11-07
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