2020年12期
刊物介紹
本刊由中國原子能科學研究院主辦,1959年創(chuàng)刊,國內(nèi)外公開發(fā)行,全國性學術(shù)與技術(shù)兼顧的原子能類核心期刊,先后被美國工程信息公司《EI Compendex》數(shù)據(jù)庫、美國化學文摘《CA》、日本《科學技術(shù)文獻速報》、《中國科學引文數(shù)據(jù)庫》、《中國學術(shù)期刊(光盤版)》、《方正Apabi電子期刊》、《中國科技期刊數(shù)據(jù)庫》、《CEPS中文電子期刊服務》等收錄,并已入網(wǎng)“萬方數(shù)據(jù)——數(shù)字化期刊群”。主要刊登核科學技術(shù)方面具有創(chuàng)造性的科技成果,旨在促進核科學與技術(shù)方面的交流、核技術(shù)與其它科學技術(shù)間的交叉滲透,推動核科技在國民經(jīng)濟方面的應用。
原子能科學技術(shù)
反應堆工程
- NECP-Atlas中熱中子散射律數(shù)據(jù)生成模塊的開發(fā)與驗證
- 針對裂變產(chǎn)額和半衰期的燃耗計算靈敏度和不確定度分析方法
- 阻氚用Fe-Al滲鋁層表面穩(wěn)態(tài)相Al2O3膜生長機理研究
- 朝下針翅結(jié)構(gòu)表面穩(wěn)態(tài)臨界沸騰換熱實驗研究
- 自然循環(huán)鉛冷快堆蒸汽發(fā)生器泄漏事故下的氣泡遷移
- 熔鹽堆熱管式非能動余熱排出系統(tǒng)建模及程序開發(fā)
- 池沸騰下朝向SA508鋼表面臨界熱流密度特性試驗研究
- 噴淋液滴在中低壓飽和蒸汽環(huán)境下傳熱特性研究
- 5×5棒束通道內(nèi)流動轉(zhuǎn)捩特性研究
- 冷凝水收集裝置對非能動安全殼熱量導出系統(tǒng)影響試驗研究
- 小型堆安全殼抑壓系統(tǒng)優(yōu)化分析
- 核電廠安全殼地震概率風險評估
- 主泵試驗臺架振動原因分析與修改方案
- 新型定位格架夾持結(jié)構(gòu)的力學特性研究
- 壓水堆LOCA放射性源項計算模型及應用研究
- GASFLOW中氣溶膠再懸浮模型與RnR模型對比研究