
2014年4期
刊物介紹
本刊由中國原子能科學研究院主辦,1959年創(chuàng)刊,國內(nèi)外公開發(fā)行,全國性學術(shù)與技術(shù)兼顧的原子能類核心期刊,先后被美國工程信息公司《EI Compendex》數(shù)據(jù)庫、美國化學文摘《CA》、日本《科學技術(shù)文獻速報》、《中國科學引文數(shù)據(jù)庫》、《中國學術(shù)期刊(光盤版)》、《方正Apabi電子期刊》、《中國科技期刊數(shù)據(jù)庫》、《CEPS中文電子期刊服務》等收錄,并已入網(wǎng)“萬方數(shù)據(jù)——數(shù)字化期刊群”。主要刊登核科學技術(shù)方面具有創(chuàng)造性的科技成果,旨在促進核科學與技術(shù)方面的交流、核技術(shù)與其它科學技術(shù)間的交叉滲透,推動核科技在國民經(jīng)濟方面的應用。
原子能科學技術(shù)
反應堆工程
- 軸向非均勻加熱對并聯(lián)通道流動不穩(wěn)定性的影響
- 蒸汽發(fā)生器傳熱管一、二次側(cè)耦合換熱及管外過冷沸騰數(shù)值研究
- 液膜蒸干模型在液態(tài)金屬CHF預測中的應用
- COBRA-Ⅳ對8×8棒束計算的不確定性分析
- 10 mm垂直單管通道內(nèi)超臨界水傳熱弱化現(xiàn)象的實驗與數(shù)值分析
- 搖擺條件下矩形窄縫通道內(nèi)汽泡脫離直徑實驗研究
- 超臨界水通道內(nèi)壓降特性分析
- 多層套管燃料元件工程熱點因子敏感性分析
- AP1000核電廠應對全廠斷電事故的穩(wěn)壓器防滿溢對策研究
- CEFR整體冷鈉池及其輔助系統(tǒng)溫度場三維數(shù)值模擬
- 核電廠內(nèi)部水淹確定論安全評價方法及應用
- 六角形格林函數(shù)節(jié)塊法
- 熔鹽冷卻高溫球床堆中Flibe對柵元均勻化群截面的影響
- SiO2熱中子散射截面在空間堆事故分析中的應用
- 高溫氣冷堆控制棒緩沖器的分析與試驗驗證
- 基于NuPAC的核電廠反應堆保護系統(tǒng)
- 基于RBF神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)的壓水堆堆芯三維功率分布方法研究
- 考慮性能退化和多級保障的核動力系統(tǒng)可用度分析