2015年3期
刊物介紹
本刊為中國(guó)核學(xué)會(huì)主辦的國(guó)家一級(jí)學(xué)報(bào)，被多家國(guó)際著名檢索系統(tǒng)收錄，并被列為核領(lǐng)域的中文核心期刊。主要發(fā)表核領(lǐng)域有新成果的研究論文，并對(duì)核領(lǐng)域的重大科研事件或活動(dòng)進(jìn)行報(bào)道。
核科學(xué)與工程
- 研究堆可靠性數(shù)據(jù)的收集與處理方法研究
- 全球研究堆的主要用途及發(fā)展趨勢(shì)研究
- 動(dòng)態(tài)刻棒技術(shù)的應(yīng)用
- NHR200-Ⅱ定位格架整體承載能力試驗(yàn)研究
- 大型壓水堆堆芯燃料管理策略靈活性研究
- 驅(qū)動(dòng)桿位置對(duì)控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)軸向傳熱特性的影響
- 超溫超功率保護(hù)半實(shí)物仿真系統(tǒng)的設(shè)計(jì)及驗(yàn)證
- 中國(guó)鉛基合金冷卻研究堆包容體系統(tǒng)初步設(shè)計(jì)研究
- 基于相似性評(píng)價(jià)的輻射輸運(yùn)計(jì)算建模方法研究
- 基于認(rèn)知的數(shù)字化核電站人機(jī)接口設(shè)計(jì)
- 核電廠小支管振動(dòng)評(píng)定方法與減振技術(shù)研究
- 核島安全殼截錐體中模擬澆筑自密實(shí)混凝土?xí)r鋼襯里的應(yīng)力監(jiān)測(cè)與分析
- 三代壓水堆核電站核島主設(shè)備安全特征分析
- 核安全1級(jí)設(shè)備線型支承分析方法研究
- 非能動(dòng)安全殼嚴(yán)重威脅狀態(tài)下的氫氣風(fēng)險(xiǎn)分析
- 恰?，敽穗姀S二號(hào)機(jī)組嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施的分析及實(shí)施
- 外部水淹事故對(duì)核電廠安全影響分析
- 重水堆核電廠典型嚴(yán)重事故氫氣風(fēng)險(xiǎn)分析
- 標(biāo)準(zhǔn)監(jiān)管PSA模型開(kāi)發(fā)與應(yīng)用
- 壓水堆堆芯中應(yīng)用可燃毒物的兩個(gè)重要實(shí)驗(yàn)
- 超臨界水堆鈾釷混合燃料組件中子學(xué)特性分析
- 核燃料元件制造廠流出物放射性監(jiān)測(cè)現(xiàn)狀和建議
- 乏燃料后處理廠廢氣處理系統(tǒng)化學(xué)安全問(wèn)題分析
- 水滴與液態(tài)金屬錫相互作用實(shí)驗(yàn)研究
- 粗孔活性硅膠從含鈾廢水中吸附鈾的研究
- 基于SOP的核電廠操縱員監(jiān)視過(guò)程馬爾可夫模型