2022年2期
刊物介紹
本刊為中國核學(xué)會(huì)主辦的國家一級學(xué)報(bào)，被多家國際著名檢索系統(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
碳達(dá)峰碳中和
反應(yīng)堆工程
- ADS啟明星1號(hào)次臨界度測量研究
- 壓水堆多堆聯(lián)合堆芯裝載設(shè)計(jì)技術(shù)應(yīng)用研究
- 壓水堆燃料表面污垢密度計(jì)算模型及驗(yàn)證
- PAA對核電廠中腐蝕產(chǎn)物氧化鐵分散的影響
- 先進(jìn)裂變堆用鉛鉍合金固態(tài)性能研究進(jìn)展
- 民用小堆SGTR防滿溢設(shè)計(jì)改進(jìn)
- 中國散裂中子源靶站冷卻水凈化系統(tǒng)設(shè)計(jì)
- ASME B&PVC中核級閥門承壓邊界的建造要求分析
- 基于概率模型檢測器的核電廠分布式控制系統(tǒng)動(dòng)態(tài)可靠性分析
- 核電廠安全級數(shù)字化儀控系統(tǒng)通信隔離設(shè)計(jì)
- 壓水堆核電廠氚排放量的系統(tǒng)設(shè)計(jì)分析
- 基于變分模態(tài)分解和互相關(guān)分析的旋轉(zhuǎn)機(jī)械信號(hào)降噪研究
- 某核電廠管道振動(dòng)驗(yàn)收準(zhǔn)則的計(jì)算和超標(biāo)處理
- 三代核電機(jī)組一回路鈍化加氫工藝問題研究及改進(jìn)應(yīng)用
- 核電廠安全殼中預(yù)應(yīng)力的數(shù)值模擬
- 開式自然循環(huán)系統(tǒng)不穩(wěn)定性實(shí)驗(yàn)研究
- 瞬態(tài)過程中閘閥的流場溫場及形變分析
- 先進(jìn)輕水堆安全系統(tǒng)簡化方案研究
- 基于RELAP5的蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故分析
- 基于ASTEC程序的嚴(yán)重事故產(chǎn)氫關(guān)鍵參數(shù)影響研究
- 蒸汽發(fā)生器主給水管道不同位置斷裂后設(shè)備冷卻水系統(tǒng)泵廠房漫流特性分析
- 凝結(jié)水主調(diào)閥振蕩分析及設(shè)計(jì)優(yōu)化
- 安全注入系統(tǒng)與安全殼噴淋系統(tǒng)早期互為備用事故策略研究
- 核電縱深防御理論的新探索
- “華龍一號(hào)”征兆導(dǎo)向法事故處理導(dǎo)則定值設(shè)置研究
- 某圓柱型感應(yīng)電磁泵設(shè)計(jì)與驗(yàn)證
- 鈉冷快堆繞絲組件入口堵流事故數(shù)值模擬
- 基于最大熵原理的鈉液滴粒徑分布模型開發(fā)