2013年4期
刊物介紹
本刊為中國核學(xué)會(huì)會(huì)刊，是中國核研究領(lǐng)域中最重要的期刊之一，中國中文核心期刊，被引頻率最高的500種中國科技期刊之一，中國科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫、中國萬方數(shù)據(jù)庫、中國清華同方數(shù)據(jù)庫收錄源期刊與核心期刊。主要刊登實(shí)驗(yàn)與應(yīng)用核物理，放化與輻射化學(xué)，核測量方法與儀器，以及核技術(shù)在科學(xué)研究、工業(yè)、農(nóng)業(yè)、醫(yī)學(xué)生物等方面的應(yīng)用的創(chuàng)造性成果。
核技術(shù)
- 乏燃料貯存格架時(shí)程分析方法
- 抗震分析反應(yīng)譜與時(shí)程積分方法和數(shù)值分析對比研究
- 蒸汽發(fā)生器地震反應(yīng)分析及參數(shù)敏感性研究
- 石墨堆芯結(jié)構(gòu)抗震研究
- 穩(wěn)壓器電加熱器模型簡化及抗震分析方法研究
- CPR1000反應(yīng)堆壓力容器密封性能模擬技術(shù)研究
- 控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)抗震試驗(yàn)驗(yàn)收準(zhǔn)則研究
- 壓緊彈性環(huán)的設(shè)計(jì)方案優(yōu)化分析
- 18-5臨界裝置廠房樓層響應(yīng)譜計(jì)算研究
- 考慮SSI效應(yīng)的核電站廠房樓層反應(yīng)譜對比分析
- AP1000核電站主控室盤臺抗震鑒定試驗(yàn)研究和工程實(shí)踐
- 二代改進(jìn)型核電站管道系統(tǒng)應(yīng)力分析與評定
- AP1000主控室盤臺抗震鑒定中的有限元模型驗(yàn)證
- AP1000主控室設(shè)備抗震鑒定試驗(yàn)研究
- 落棒過程中的流體-結(jié)構(gòu)橫向耦合作用分析
- 蒸汽發(fā)生器傳熱管間隙對傳熱管動(dòng)態(tài)特性的影響分析
- 管道泄漏率計(jì)算模型研究和程序開發(fā)
- LBB設(shè)計(jì)中管道貫穿裂紋張開位移及泄漏率計(jì)算研究
- AP1000核島主泵流場數(shù)值模擬
- 閥門共振腔聲源特性的數(shù)值研究
- 泰勒渦對間隙流體傳熱的影響
- CAP1000一體化堆頂組件風(fēng)冷系統(tǒng)流場分析
- 反應(yīng)堆壓力容器缺陷的斷裂評定
- 含內(nèi)表面裂紋核級管道的初始塑性失效分析
- 核電52M鎳基合金異種金屬焊接接頭的局部斷裂行為
- 基于概率斷裂力學(xué)的承壓熱沖擊條件下含周向裂紋圓筒體的結(jié)構(gòu)完整性研究
- AP1000反應(yīng)堆壓力容器承壓熱沖擊下結(jié)構(gòu)完整性分析
- 非中心穿透裂紋對LBB技術(shù)應(yīng)用的影響分析
- 管道內(nèi)表面非中心裂紋擴(kuò)展研究
- 管道彎管區(qū)裂紋的斷裂力學(xué)參數(shù)KJ計(jì)算研究
- 含表面裂紋板的概率斷裂力學(xué)分析
- 含矩形缺陷圓柱形管的剩余強(qiáng)度評定方法
- 不同測試方法下高溫應(yīng)變片熱輸出分析
- 核一級三通管熱疲勞研究
- 防斷組件及其支承柱高周疲勞分析
- LWR壓力容器接管考慮環(huán)境影響的疲勞計(jì)算
- 基于實(shí)際運(yùn)行瞬態(tài)的反應(yīng)堆壓力容器疲勞損傷狀態(tài)評估
- 316不銹鋼蠕變-疲勞試驗(yàn)及規(guī)范研究
- 基于裂尖等效塑性應(yīng)變的面內(nèi)與面外統(tǒng)一拘束參數(shù)的研究
- 壓水堆壓力容器接管-主管安全端焊接件在高溫水中失效案例和相關(guān)研究
- 氬氣保護(hù)條件下微小試樣的高溫蠕變行為研究
- 堆內(nèi)構(gòu)件吊籃定位板非線性分析技術(shù)研究
- 非能動(dòng)氫復(fù)合器的應(yīng)力分析和評定
- 核級承壓設(shè)備密封結(jié)構(gòu)的有限元分析
- 熔鹽堆用冷凍閥的熱-結(jié)構(gòu)特性研究
- 直動(dòng)電磁閥線圈溫度場特性分析
- AP1000核電廠CA模塊轉(zhuǎn)角部位承載力分析
- AP1000結(jié)構(gòu)模塊墻支架連接設(shè)計(jì)優(yōu)化研究
- AP1000核電項(xiàng)目抗震I類預(yù)埋板與混凝土相互作用研究
- CRDM管座多道焊焊接殘余應(yīng)力計(jì)算方法研究
- 核電廠二回路管道FAC壁厚減薄強(qiáng)度評定方法
- CEFR事故余熱排放系統(tǒng)優(yōu)化設(shè)計(jì)
- 核電站場地基巖剪切波速定義范圍研究
- 鋼板-混凝土結(jié)構(gòu)內(nèi)部自密實(shí)混凝土工作性能與早期力學(xué)性能研究
- 反應(yīng)堆壓力容器堆芯支承塊及附近下封頭應(yīng)力分析和評定
- 安全殼管道貫穿件分析評定程序的開發(fā)
- 計(jì)入輻照效應(yīng)的快堆燃料組件外套管截面變形有限元分析
- 鋼板混凝土模塊墻溫度場和應(yīng)力場研究
- AP1000核電廠OLP型預(yù)埋件有限元分析方法研究
- AP1000核電廠抗震I類大型結(jié)構(gòu)模塊吊裝分析研究
- 放射性物質(zhì)運(yùn)輸容器的跌落沖擊分析方法
- 控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)步躍動(dòng)作運(yùn)動(dòng)分析
- 堆外蒸汽爆炸對堆腔底板結(jié)構(gòu)的影響分析
- 核電站用DN350爆破閥剪切蓋的動(dòng)力學(xué)分析
- 基于蒸汽干燥器聲疲勞比例模型試驗(yàn)的聲固耦合動(dòng)力相似準(zhǔn)則推導(dǎo)
- 堆芯跌落事故下反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)功能性評定
- 《核技術(shù)》投稿要求