2016年4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
- CEFR改進(jìn)型獨(dú)立熱交換器熱工水力分析研究
- 壓水堆核電廠核島機(jī)械設(shè)備在役檢查規(guī)則研究
- 負(fù)荷跟蹤機(jī)械補(bǔ)償運(yùn)行策略研究
- 基于相似理論的快堆氬氣空間溫度場(chǎng)實(shí)驗(yàn)研究
- 彌散顆粒對(duì)中子學(xué)計(jì)算影響的初步分析
- 基于Fluent程序的AP1000堆芯組件熱工水力計(jì)算與分析
- 水分配圍堰的水膜流動(dòng)特性數(shù)值模擬
- 430 ℃下2.98 dpa中子輻照后CLAM鋼的拉伸和沖擊性能
- CLAM-316L TIG焊接接頭顯微組織特征分析
- 國(guó)內(nèi)外聚變核安全監(jiān)管與許可初步分析研究
- 嚴(yán)重事故下開啟雙層安全殼環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)對(duì)緩解放射性向環(huán)境釋放影響研究
- 小型堆嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)氫氣行為分析
- AP1000核電站106Ru正常運(yùn)行源項(xiàng)研究
- 核電廠放射性廢保溫棉玻璃固化比較研究
- 核主泵屏蔽電機(jī)內(nèi)部水路三維流場(chǎng)研究
- 乏燃料后處理廠強(qiáng)放區(qū)域退役初始源項(xiàng)調(diào)查研究
- 燃料棒束換熱(RBHT)試驗(yàn)對(duì)低壓下堆芯漂移流模型的評(píng)價(jià)
- AP1000燃料管理方案經(jīng)濟(jì)性分析
- 核輻射環(huán)境增強(qiáng)現(xiàn)實(shí)應(yīng)用發(fā)展初探
- 酸濃度對(duì)鋯合金酸洗反應(yīng)動(dòng)力學(xué)行為影響