2021年11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(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(yīng)用。
原子能科學技術(shù)
反應(yīng)堆工程
- 棒束子通道CHF機理模型開發(fā)及初步驗證
- 5×5花瓣形燃料棒束組件內(nèi)單相流動與換熱特性數(shù)值模擬研究
- 鉛鉍冷卻快堆含繞絲燃料組件子通道程序開發(fā)與驗證
- 基于RELAP5的氦氙流動換熱計算模塊開發(fā)與驗證
- 流動沸騰汽泡脫離直徑尺寸分布研究
- 5×5棒束通道局部阻塞流場實驗研究
- 雙孔對直接接觸冷凝特性影響的實驗研究
- 非能動余熱排出熱交換器半液位換熱性能研究
- 高溫氣冷球床堆有效導(dǎo)熱系數(shù)模型的改進
- 凸臺約束對快堆組件流致振動特性影響的實驗研究
- 增強IVR有效性的堆內(nèi)注水策略研究
- 直接注入管線失水事故非能動安全系統(tǒng)運行特性研究
- 全廠斷電事故工況下小型鉛鉍快堆余熱排出能力評價
- 核電廠嚴重事故下氫氣源項的不確定性分析
- 多堆廠址始發(fā)事件分析探討
- 燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研發(fā)與驗證
- 球諧函數(shù)有限元程序NECP-FISH的開發(fā)及其在聚變堆包層中子學分析中的應(yīng)用
- 氣冷微堆燃料設(shè)計的中子學特性影響研究
- 基于LR-0基準題的CENDL-TMSR-V1數(shù)據(jù)庫驗證
- TOPAZ-Ⅱ空間核反應(yīng)堆電源輻射屏蔽優(yōu)化措施影響分析
- 基于γ測量的球床式高溫氣冷堆內(nèi)乏燃料球探測方案的模擬分析
- 雙螺旋結(jié)構(gòu)電容式棒位測量傳感器偏心性能研究
- 反應(yīng)堆吊籃在泵致脈動壓力載荷下的響應(yīng)研究
- 一回路注鋅對腐蝕產(chǎn)物的影響分析