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核科學與工程(2024年03期)
Nuclear Science and Engineering

  • 基本信息
  • 中國核學會

    雙月

    0258-0918

  • 11-1861/TL

    北京市

    中文;

    16開

    82-603

    1981

  • 出版信息
  • 工程科技II

    核科學技術

    3965篇

  • 617403次

    18307次

  • 評價信息
  • 0.388

    0.266

  • CA 化學文摘(美)(2024)

    JST 日本科學技術振興機構數(shù)據(jù)庫(日)(2024)

    CSCD 中國科學引文數(shù)據(jù)庫來源期刊(2023-2024年度)(擴展版)

    WJCI 科技期刊世界影響力指數(shù)報告(2023)來源期刊

    1992年(第一版),1996年(第二版),2000年版,2004年版,2008年版,2011年版,2014年版,2017年版,2020年版,2023年版

目 錄

  • “華龍一號”一至三回路匹配仿真驗證研究
  • 防城港二期核電廠KRT報警功能定位與閾值研究
  • 核電廠應急柴油發(fā)電機組調(diào)速系統(tǒng)故障分析
  • 新型核反應堆用氫化釔慢化材料關鍵性能概述
  • 泳池式低溫供熱堆用衰減筒的設計
  • 壓水反應堆堆芯功率對軸向功率偏差的影響分析
  • 基于3D打印技術的伽馬射線屏蔽復合材料研制及屏蔽性能研究
  • 核電廠精處理系統(tǒng)有機氯污染的特征及處理
  • 基于CNN的OCR技術在核電廠DCS系統(tǒng)測試中的應用和實現(xiàn)
  • 基于超聲TOFD技術的管道焊縫在役檢查方案研究
  • 核電廠電儀機柜間風管布置研究
  • 基于分層神經(jīng)網(wǎng)絡的壓水堆堆芯換料關鍵參數(shù)的預測方法研究
  • 高溫鉛鉍軸流泵葉輪沖磨蝕特性研究
  • 自動取送樣系統(tǒng)換向器設計研究
  • 二氧化鈾芯塊結(jié)構設計改進研究進展
  • 直角凸壁面附近非對稱位置的空泡動力學行為實驗研究
  • 核電廠大修停堆期間核安全風險管理的研究與應用
  • 核電廠大范圍損傷工況下反應堆冷卻劑系統(tǒng)注水策略分析
  • COSINE兩流體八方程子通道程序湍流交混與空泡漂移模型有效性驗證
  • 基于RISMC方法的非能動核電廠小破口事故風險重要序列分析
  • 鈉火壓力緩解技術研發(fā)及驗證
  • 基于狀態(tài)數(shù)據(jù)和失效數(shù)據(jù)融合的RUL預測技術研究——以核電廠上充泵為例
  • 放射性廢物桶外水泥固化線設計方案
  • 基于物理加密及KNN算法的核軍控核查技術研究
  • 礦井通風網(wǎng)絡中氡致劑量的估算及控制研究
  • 定向X射線機輻射場模擬研究
  • 三種運動器材電子束輻照滅菌工藝研究
  • 基于微結(jié)構演化的RAFM鋼中子輻照硬化/脆化模型研究
  • EAST托卡馬克中子與伽馬在線監(jiān)測研究
  • 《核科學與工程》征稿簡則
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