2017年4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
- 反應(yīng)堆壓力容器承壓熱沖擊中的PSA方法研究
- 研究堆考驗(yàn)回路工藝系統(tǒng)布置設(shè)計(jì)研究
- ADS次臨界系統(tǒng)中子時(shí)空動(dòng)力學(xué)計(jì)算與瞬態(tài)分析
- 高熔點(diǎn)物質(zhì)與冷卻劑相互作用的機(jī)理研究
- 儀用壓縮空氣SAR001MD渦輪流量計(jì)故障分析及處理
- 船用反應(yīng)堆屏蔽設(shè)計(jì)的可視化與快速計(jì)算功能開(kāi)發(fā)
- 脈沖堆動(dòng)態(tài)引發(fā)過(guò)程中初始反應(yīng)性的測(cè)量
- 水冷包層模塊第一壁流動(dòng)傳熱特性初步分析
- CANDU6重水堆37R燃料和37M燃料的反應(yīng)性比較
- 網(wǎng)格權(quán)窗減方差技術(shù)及其在聚變堆屏蔽分析中應(yīng)用研究
- 基于失效物理模型的聚變堆包層管道可靠性數(shù)據(jù)修正方法研究
- 基于蒙特卡羅方法的固態(tài)氚增殖劑聚變中子輻照損傷行為分析
- 大破口觸發(fā)的嚴(yán)重事故分析及緩解措施研究
- 先進(jìn)壓水堆大破口始發(fā)嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)氫氣風(fēng)險(xiǎn)分析
- IRIS反應(yīng)堆嚴(yán)重事故下堆內(nèi)自然循環(huán)及下封頭失效分析
- 最佳估算方法在核臨界安全分析的應(yīng)用研究
- 極端條件下輻射與物質(zhì)相互作用(MaRIE)研究裝置概況
- 核電廠(chǎng)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組定期試驗(yàn)啟動(dòng)方式的探討
- CAP1400核電廠(chǎng)設(shè)計(jì)分析器系統(tǒng)調(diào)試研究
- 紅沿河核電廠(chǎng)2號(hào)機(jī)組首循環(huán)壽期中啟動(dòng)物理試驗(yàn)結(jié)果分析
- 福清核電廠(chǎng)1、2號(hào)機(jī)組抗震裕量評(píng)價(jià)
- 溫度梯度對(duì)金屬波紋管力學(xué)性能影響分析
- 核電項(xiàng)目工程量概念解析
- 核級(jí)鈉中金屬雜質(zhì)鈣、鉀和鐵的快速分析方法研究
- COSINE子通道均相流分析程序的研發(fā)
- 實(shí)時(shí)風(fēng)險(xiǎn)監(jiān)測(cè)系統(tǒng)在田灣核電站的研發(fā)與應(yīng)用