
2023年1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)
化學
反應堆工程
- 雙模式熱管堆電熱原理樣機設計及驗證實驗研究
- 壓力驅(qū)動的毛細管內(nèi)氣體流動特性數(shù)值研究
- 海洋條件下安注水箱晃蕩特性實驗研究
- 堵流工況下棒束子通道流場實驗與模擬研究
- 環(huán)形燃料混合堆芯橫向流動特性數(shù)值模擬研究
- 車載運動條件下鉛鉍堆LESMOR熱工安全特性分析
- 核電推進用100 kWe級反應堆電源方案研究
- 快堆閉式燃料循環(huán)對提高鈾資源利用率的分析研究
- 田灣核電站換料期間中子通量密度監(jiān)測方式優(yōu)化研究
- 基于變分節(jié)塊法六角形Quasi-diffusion程序開發(fā)及驗證
- 棱柱式超級安全氣冷堆堆芯物理特性研究
- 低溫堆供熱控制研究
- 基于廣義條件譜的某核電廠安全殼多元地震易損性分析
- 核反應堆壓力容器主密封瞬態(tài)性能研究
- 輻照裝置中鋯-4合金圓管高溫變形的堆外驗證試驗