2023年5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)堆工程
核電廠(chǎng)
- 核電廠(chǎng)復(fù)雜系統(tǒng)的維修規(guī)則可靠性指標(biāo)的制定技術(shù)改進(jìn)
- 基于國(guó)際項(xiàng)目實(shí)踐的核電站人因安全分析方法研究
- 核設(shè)施廠(chǎng)址邊坡安全要求研究
- 基于三維變分算法的蒸汽發(fā)生器模型同化方法研究
- 核電廠(chǎng)用水流程設(shè)計(jì)優(yōu)化實(shí)例
- 一種管道外非接觸式氣體活度濃度的探測(cè)方法研究
- 核電廠(chǎng)循環(huán)水泵電機(jī)滑動(dòng)軸承特性分析與優(yōu)化研究
- 三代核電廠(chǎng)卸壓系統(tǒng)管線(xiàn)冰塞模擬和材料損傷特性研究
- 穩(wěn)壓器新型水位測(cè)量裝置傾斜和搖擺試驗(yàn)研究
- 基于膨脹變換的單相自然循環(huán)動(dòng)態(tài)比例分析方法研究
- PSA技術(shù)在“華龍一號(hào)”核電機(jī)組運(yùn)行優(yōu)化中的應(yīng)用研究
核安全
- 國(guó)產(chǎn)690TT與800合金傳熱管高溫苛性鈉溶液中的應(yīng)力腐蝕行為
- 核電廠(chǎng)喪失全部給水事故下PSA成功準(zhǔn)則研究
- 應(yīng)變速率對(duì)316LN應(yīng)力腐蝕開(kāi)裂敏感性的影響
- 基于CFD的豎直圓管內(nèi)空氣-水逆向流動(dòng)界面行為研究
- CAP1400嚴(yán)重事故下熱工水力環(huán)境條件及氫氣燃燒設(shè)備可用性論證試驗(yàn)
- 百萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆大破口事故下氫氣源項(xiàng)及緩解措施研究
- 核電廠(chǎng)高靜低動(dòng)三維隔震系統(tǒng)的力學(xué)性能試驗(yàn)與減震效果研究
- 核電廠(chǎng)嚴(yán)重事故在線(xiàn)診斷及評(píng)估專(zhuān)家系統(tǒng)ADEES開(kāi)發(fā)