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核科學(xué)與工程(2024年04期)
Nuclear Science and Engineering

  • 基本信息
  • 中國核學(xué)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(xué)技術(shù)

    3309篇

  • 398914次

    13627次

  • 評價信息
  • 0.309

    0.219

  • CA 化學(xué)文摘(美)(2020)

    JST 日本科學(xué)技術(shù)振興機構(gòu)數(shù)據(jù)庫(日)(2018)

    CSCD 中國科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫來源期刊(2019-2020年度)

    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

目 錄

  • 實現(xiàn)“雙碳”目標的意義與挑戰(zhàn)
  • “華龍一號”核電廠一二回路匹配功能設(shè)計及驗證
  • “華龍一號”設(shè)計基準事故輻照鑒定劑量研究
  • 核電廠設(shè)計瞬態(tài)清單及假設(shè)確定方法研究
  • 核電廠外部災(zāi)害組合防護設(shè)計研究
  • 小型壓水堆功率控制系統(tǒng)堆芯換熱系數(shù)不確定性量化研究
  • 快堆堆芯三操作頭模型出口冷卻劑溫度振蕩流固傳遞特性實驗研究
  • 蒸汽發(fā)生器防振條偏移前后熱工流場影響分析
  • 核級截止閥氣動執(zhí)行機構(gòu)支架地震試驗開裂原因剖析
  • 四進口切向離心噴嘴的設(shè)計方法和模擬驗證研究
  • 淺談核能供熱系統(tǒng)的水化學(xué)控制
  • 方家山核電廠動態(tài)通量測量技術(shù)的開發(fā)與應(yīng)用
  • 核電廠1E級磷酸鐵鋰蓄電池組設(shè)計與鑒定
  • 氣溶膠過濾用玻纖濾材的耐堿性初步研究
  • 小型壓水堆屏蔽泵的屏蔽套渦損計算方法及應(yīng)用
  • 核電廠磷酸鐵鋰蓄電池?zé)崂匣b定研究
  • 可用于局部空間氣溶膠凈化的濕法靜電技術(shù)初步試驗驗證
  • 鉛冷快堆主換熱器內(nèi)冷卻劑流動換熱特性研究
  • 壓水堆蒸汽發(fā)生器二次側(cè)泥渣沉積結(jié)垢分析
  • “華龍一號”機組瞬態(tài)事件卡棒成功準則研究
  • 基于火災(zāi)燃燒特性及熱解行為核級電纜試驗分析研究
  • 核電廠火災(zāi)事故規(guī)程接口設(shè)計方法研究
  • 基于初等效應(yīng)的全局敏感性量化方法優(yōu)化及應(yīng)用
  • 浮動式反應(yīng)堆事故多艙室三維流動對氣溶膠重力沉降影響的數(shù)值模擬
  • 核電廠電源系統(tǒng)的縱深防御設(shè)計分析
  • 浮動式反應(yīng)堆事故多艙室氣溶膠擴散泳沉積與三維流動的耦合數(shù)值模擬
  • 核燃料組件格架彈簧壓縮閾值分析
  • ZrO2和UO2芯塊表面CeB6涂層的制備和表征
  • 鈾釷混合氧化物點陣參數(shù)及溶解性研究
  • 高放廢液貯罐罐底殘留物回取方案設(shè)計及工裝開發(fā)
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