2014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，全國性學術與技術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《科學技術文獻速報》、《中國科學引文數(shù)據(jù)庫》、《中國學術期刊（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方面具有創(chuàng)造性的科技成果，旨在促進核科學與技術方面的交流、核技術與其它科學技術間的交叉滲透，推動核科技在國民經(jīng)濟方面的應用。
原子能科學技術
- 238Np全套中子數(shù)據(jù)更新評價
- 納米零價鐵去除溶液中 U（Ⅵ）的還原動力學研究
- 聚丙烯腈-亞鐵氰化鉀鈷／鈦球形復合吸附劑制備及其對 Cs ＋的吸附性能研究
- Al2O3對獨居石玻璃陶瓷固化體的影響
- 非穩(wěn)態(tài)條件下平板通道內(nèi)層流速度分布研究
- 豎直窄矩形通道內(nèi)彈狀流中液膜特性研究
- RELAP5再淹沒臨界后傳熱模型不確定性研究
- 旋葉汽水分離器試驗和數(shù)值模擬研究
- 基于多孔介質(zhì)模型的鉀熱管數(shù)值模擬
- 中國實驗快堆堆芯出口溫度脈動的數(shù)值分析
- 快堆燃料組件棒束通道內(nèi)流動和傳熱現(xiàn)象分析與研究
- CFX 中湍流模型用于分析超臨界水傳熱的適用性評價
- 基于流熱固耦合的核電蒸汽發(fā)生器傳熱管熱應力數(shù)值模擬
- 伺服管主導型控制棒水力驅(qū)動機構(gòu)靜態(tài)特性理論分析
- 方形封閉旁支管流致聲共振實驗研究
- 核電站凝汽器仿真模型研究
- 基于 CFD 數(shù)值模擬的復合葉輪核主泵壓力脈動特性研究
- 船用堆失水事故元件包殼破損溫度閾值及氣隙釋放后果計算研究
- 基于MFM和SDG的二回路系統(tǒng)報警分析研究
- 核安全設備疲勞分析方法與步驟
- 國產(chǎn) A508-3鋼的低周疲勞性能研究
- 替代241Am低能光子源的準單色X射線機的研制
- 放射性氙測量中的天然源γ譜儀校準技術
- HPGeγ譜儀對主動式活性炭法中222Rn樣品的探測效率研究
- 基于康普頓散射本底扣除的航空γ能譜測量譜線比大氣氡校正方法
- 吸入性210Pb內(nèi)照射劑量估算方法研究
- 雙面硅條探測器讀出系統(tǒng)設計
- 基于 PXI Express 的托卡馬克同步數(shù)據(jù)采集系統(tǒng)設計
- 上海光源劑量聯(lián)鎖PLC系統(tǒng)和故障記錄
- 50 kV 全數(shù)字化電子槍高壓電源設計
- ns 級快脈沖電源研制
- 紫外光照射對聚丙烯核孔膜蝕刻的影響
- 一體化小型堆主回路自然循環(huán)穩(wěn)態(tài)特性實驗研究
- HTR-PM 堆芯出口熱氣混合結(jié)構(gòu)兩支路模型實驗研究
- 大功率先進壓水堆IVR-ERVC旁通流道冷卻強化研究
- 蒸汽發(fā)生器汽水分離器負荷不均勻性分析
- 核電站用纖維保溫材料輻照考驗及微觀分析研究
- 單晶鎢高溫長期服役下的顯微組織演變行為
- 熱老化下RPV模型鋼中溶質(zhì)析出機理的原子尺度模擬研究
- 環(huán)保型氟利昂介質(zhì)在核電廠嚴重事故條件下的氫氣惰化機理研究
- AP1000次級汽水分離器分離性能及結(jié)構(gòu)優(yōu)化的數(shù)值研究
- 基于自然循環(huán)回路的非能動安全殼冷卻系統(tǒng)數(shù)值模擬
- 脈沖反應堆脈沖運行瞬態(tài)的子通道分析
- 壓水堆核電站硅含量異常升高原因分析
- 應用于壓水堆的釷鈾燃料循環(huán)經(jīng)濟性分析
- AP1000機組MR40轉(zhuǎn)運容器結(jié)構(gòu)設計
- 福島第一核電廠2號機組嚴重事故進程模擬分析
- AP1000乏燃料貯存格架臨界安全分析
- 壓水堆蒸汽發(fā)生器自由液面膜液滴產(chǎn)生情況估算
- 一體化汽-氣穩(wěn)壓器動態(tài)特性研究
- 高溫氣冷堆進氣事故中自然循環(huán)建立時間及影響因素分析
- 某壓水堆煙羽應急計劃區(qū)劃分初步研究
- 基于Unscented卡爾曼濾波器的反應堆周期計算算法研究
- 核電站主控室數(shù)字化操縱員評價系統(tǒng)
- 中核運行秦二廠第二循環(huán)堆芯燃料管理的優(yōu)化與改進
- 流動沸騰條件下窄通道內(nèi)的汽泡生長和冷凝
- 水平分布兩氣泡之間相互作用及搖擺對其影響的數(shù)值模擬
- AP1000核電廠IRWST低壓安注性能研究
- EPR 核電廠放射性氣體釋放前運動及延遲滯留狀態(tài)論證
- 乏燃料事故源項估算方法研究
- 應急決策支持系統(tǒng)中核事故后果評價程序的設計與改進
- 基于數(shù)字化儀控技術的核動力裝置協(xié)調(diào)控制器的設計
- 高溫氣冷堆環(huán)境模擬裝置熱電偶信號波動問題研究
- 空泡份額模型在矩形通道沸騰壓降計算中的適用性評價
- 螺旋管式直流蒸汽發(fā)生器熱工水力分析模型
- SBLOCA疊加高壓安注失效事故全范圍事故分析
- 液體閃爍能譜儀測量氚的效率刻度方法研究
- 凸度測量過程中點擴展函數(shù)的蒙特卡羅模擬與解析表達研究
- 典型嚴重事故非能動安全殼冷卻系統(tǒng)效果分析
- 聚變裝置失真空事故下灰塵遷移的數(shù)值研究
- 百萬千瓦級壓水堆核電廠二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)啟動響應研究
- 基于RELAP5的三環(huán)路非能動反應堆典型LOCA分析
- 欠熱沸騰模型參數(shù)敏感性分析
- 密度鎖內(nèi)分區(qū)模型研究
- 船用堆失水事故下堆艙模型敏感性分析
- 典型核電廠雙相停堆工況LOCA緩解措施對比研究
- 壓水堆嚴重事故管理入口標準研究
- 基于約束的MLEM 圖像重建算法
- 基于改進爬山法的帶電粒子圓徑跡重建
- 納米流體對傾斜朝下加熱面沸騰換熱特性的影響
- CLAM 用作超臨界水冷包層第一壁結(jié)構(gòu)材料的熱與應力性能分析
- 壓力容器水位參數(shù)在堆芯損傷評價方法中的應用
- 燃料元件瞬態(tài)性能分析程序FTPAC驗證及應用
- 基于集成神經(jīng)網(wǎng)絡與模糊邏輯融合的穩(wěn)壓器泄漏監(jiān)測方法
- BP神經(jīng)網(wǎng)絡在AP1000核電站事故診斷應用中的初步研究
- 消息傳遞并行燃耗程序MCBMPI的柵元驗證
- 含反射中子的快脈沖堆中子動力學方程研究
- 橫搖運動下U 型管內(nèi)流動與傳熱數(shù)值分析
- 強迫循環(huán)沉淀式冷阱試驗與數(shù)值模擬
- DUCG 在核電站故障診斷中的推理機設計與實現(xiàn)
- DUCG 在核電站二回路故障診斷中的應用
- 電子回旋波在非圓截面托卡馬克等離子體中的傳播與功率沉積
- 基于中子首次裂變的MC／SN 耦合輸運算法
- 300＃研究堆安全棒中子注量率計算中的減方差方法對比及應用
- 基于多層流模型和故障樹的可靠性分析方法研究
- 基于量綱分析法的穩(wěn)壓器卸壓噴放比例分析
- 快中子臨界裝置逆動態(tài)法反應性測量系統(tǒng)研制與應用
- 中國先進研究堆功率反應性系數(shù)測量
- TOPAZ-Ⅱ型反應堆堆芯熱工水力數(shù)值模擬
- 液滴碰撞實驗與數(shù)值模擬研究
- HTR-10放射性石墨粉塵取樣回路中過濾元件的效率研究
- 高溫高壓動水回路中A106Gr.B和A672Gr.B60耐沖蝕作用的研究
- CITP-Ⅱ輻照裝置的安全性及可行性研究
- 核事故實時釋放量集合卡爾曼濾波反演算法研究