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核動力工程(2024年S1期)
Nuclear Power Engineering
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- 基本信息
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:中國核動力研究設(shè)計院
:雙月
:0258-0926
- 出版信息
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: 工程科技II
: 核科學(xué)技術(shù)
:8417篇
- 評價信息
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:0.73
:0.543
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目 錄
- 核電廠瞬態(tài)統(tǒng)計方法研究與應(yīng)用
- 基于系統(tǒng)工程的數(shù)字實驗系統(tǒng)架構(gòu)設(shè)計技術(shù)研究
- 核電廠化學(xué)控制異常檢測與故障診斷系統(tǒng)研究與實現(xiàn)
- 跨地域協(xié)同核電工業(yè)大數(shù)據(jù)關(guān)鍵技術(shù)研究
- 基于數(shù)據(jù)驅(qū)動的管束結(jié)構(gòu)流固耦合動力學(xué)建模
- 基于PINN的燃料棒穩(wěn)態(tài)溫度分布快速預(yù)測方法研究
- 基于Modelica的熱管型輻射散熱器建模與仿真
- SPDM系統(tǒng)在核電數(shù)字化設(shè)計仿真驗證平臺的應(yīng)用研究
- 氣冷微堆自啟停運行方案研究
- 智慧維修輔助系統(tǒng)的研發(fā)與應(yīng)用
- 系統(tǒng)級三維熱工水力仿真程序的非慣性坐標(biāo)系運動模型開發(fā)與驗證
- 基于SAC強化學(xué)習(xí)的核電事故診斷規(guī)程優(yōu)化
- LoongCALF程序鈉冷快堆SUPERFACT-1SF4/SF16燃料棒實驗驗證分析
- pH對鋯基底AlCrNbSiTi高熵合金涂層高溫電化學(xué)行為的影響
- 耐事故燃料UN芯塊研究進展和發(fā)展趨勢
- 基于LOCUST程序的事故容錯燃料大破口失水事故安全分析
- ODS-FeCrAl合金管材內(nèi)壓爆破、蠕變及疲勞性能的研究
- 乏燃料干法貯存系統(tǒng)貯罐模塊力學(xué)特性數(shù)值研究
- 冷軋變形量對Fe-11Cr-5Al-2Mo合金顯微組織和力學(xué)性能的影響
- 常壓下SiC包殼材料表面飽和池式沸騰汽泡行為機理研究
- Cr涂層鋯合金包殼腐蝕模型研究
- 放射性廢油蒸汽重整工程試驗研究
- 鉬電極加熱對放射性硼硅酸鹽玻璃顯微結(jié)構(gòu)與性能影響研究
- 氣力驅(qū)動廢樹脂長距離輸送設(shè)計研究和驗證
- 等離子體高溫熔融處理工藝實驗研究
- 核領(lǐng)域增材制造制品腐蝕性能研究概述
- 核主泵內(nèi)迷宮螺旋泵數(shù)值模擬與優(yōu)化分析
- 基于Stacking集成學(xué)習(xí)的CANDU堆通道功率預(yù)測研究
- Cr涂層鋯包殼微動磨損實驗研究
- 雙面溝槽型6LiF/α-Al2O3:C光釋光中子探測器研制與性能研究