2024年4期
刊物介紹
本刊由中國原子能科學(xué)研究院主辦,1959年創(chuàng)刊,國內(nèi)外公開發(fā)行,全國性學(xué)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(xué)文摘《CA》、日本《科學(xué)技術(shù)文獻(xiàn)速報(bào)》、《中國科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫》、《中國學(xué)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(wù)》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(xué)技術(shù)方面具有創(chuàng)造性的科技成果,旨在促進(jìn)核科學(xué)與技術(shù)方面的交流、核技術(shù)與其它科學(xué)技術(shù)間的交叉滲透,推動核科技在國民經(jīng)濟(jì)方面的應(yīng)用。
原子能科學(xué)技術(shù)
反應(yīng)堆工程
- 汽泡邊界層模型在矩形管道下的適用性分析
- COSINE多相場子通道程序格架模型開發(fā)與評估
- 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)空氣混合對流換熱試驗(yàn)研究
- Zr-4表面特性及冷卻劑過冷度對驟冷沸騰傳熱的影響
- 燃料包殼表面沉積層對汽化核心密度影響的實(shí)驗(yàn)研究
- 壓水堆沉積物對包殼表面性能影響的模擬研究
- 鉛冷微堆SMILE典型無保護(hù)瞬態(tài)熱工安全分析
- 鈉冷快堆堆芯捕集器設(shè)計(jì)優(yōu)化數(shù)值研究
- ASME-Ⅲ-5高溫1級部件分析設(shè)計(jì)方法的改進(jìn)方向探討
- TRISO顆粒SiC層輻照行為與力學(xué)性能的分子動力學(xué)模擬
- 顆粒團(tuán)聚行為對彌散型核燃料芯體失效的影響分析
- 考慮各向異性蠕變的鋯包殼鼓脹行為數(shù)值模擬方法研究
- 平板型電極對熱離子能量轉(zhuǎn)換特性的測試技術(shù)研究
- 基于貝葉斯估計(jì)的核電廠安全殼內(nèi)壓概率安全評估