2024年1期
刊物介紹
本刊是國(guó)家環(huán)境保護(hù)總局主管，國(guó)家環(huán)?？偩峙c輻射安全中心主辦的指導(dǎo)性綜合期刊。其宗旨是宣傳和闡述我國(guó)核安全方針、政策、法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)，研討核安全技術(shù)和管理問(wèn)題，總結(jié)和交流核安全方面的研究成果和管理經(jīng)驗(yàn)，普及核安全知識(shí)，介紹和報(bào)道國(guó)內(nèi)外涉及核安全方面的信息與動(dòng)態(tài)，促進(jìn)我國(guó)核能、核技術(shù)應(yīng)用事業(yè)的發(fā)展。主要讀者對(duì)象為核安全監(jiān)督管理部門(mén)工作人員、核安全和輻射安全監(jiān)督管理專業(yè)技術(shù)人員、民用核設(shè)施設(shè)計(jì)、建造和營(yíng)運(yùn)單位的人員、核技術(shù)應(yīng)用單位的工作人員、有關(guān)核科學(xué)技術(shù)的科研人員以及有關(guān)高等院校的師生。
核安全
核電廠實(shí)踐
經(jīng)驗(yàn)反饋
研究與探討
- 商品級(jí)物項(xiàng)轉(zhuǎn)化單位質(zhì)量保證要求策劃研究
- 校企合作背景下核電構(gòu)筑物健康監(jiān)測(cè)專碩人才培養(yǎng)的探索與實(shí)踐
- 燃料組件堵流工況下鉛鉍-氬氣兩相流的傳熱壓降特性分析
- 軸線傾斜條件下核電站推力軸承潤(rùn)滑特性分析
- β衰變型自給能堆芯中子探測(cè)器靈敏度K因子研究（第一篇：理論分析、計(jì)算模型及計(jì)算結(jié)果）
- AP系列壓水堆核電廠冷態(tài)性能試驗(yàn)風(fēng)險(xiǎn)識(shí)別與管理
- 耐事故燃料鋯合金包殼MAX相材料Cr2AlC涂層的研究進(jìn)展
- 立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器循環(huán)倍率近似計(jì)算方法研究