
2014年8期
刊物介紹
本刊由中國原子能科學(xué)研究院主辦,1959年創(chuàng)刊,國內(nèi)外公開發(fā)行,全國性學(xué)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(xué)文摘《CA》、日本《科學(xué)技術(shù)文獻(xiàn)速報》、《中國科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫》、《中國學(xué)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(wù)》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(xué)技術(shù)方面具有創(chuàng)造性的科技成果,旨在促進(jìn)核科學(xué)與技術(shù)方面的交流、核技術(shù)與其它科學(xué)技術(shù)間的交叉滲透,推動核科技在國民經(jīng)濟(jì)方面的應(yīng)用。
原子能科學(xué)技術(shù)
反應(yīng)堆工程
- 使用均勻混合型燃料組件的壓水堆釷-鈾增殖循環(huán)研究
- 液體燃料熔鹽堆三維穩(wěn)態(tài)分析程序開發(fā)
- 氫化鋰熱化效應(yīng)機(jī)理研究
- 考慮靜水壓力的HBS輻照腫脹本構(gòu)關(guān)系開發(fā)及驗證
- 直流電壓降法測量核電結(jié)構(gòu)材料在空氣中的疲勞裂紋擴(kuò)展速率
- 蒸汽發(fā)生器傳熱管束過冷沸騰區(qū)兩相流動數(shù)值模擬
- 耦合一、二次側(cè)換熱的蒸汽發(fā)生器二次側(cè)流場分析
- 低壓自然循環(huán)間歇泉流動不穩(wěn)定性實(shí)驗研究與RELAP5程序驗證
- 窄矩形通道內(nèi)Ledinegg不穩(wěn)定性實(shí)驗研究
- 棒束通道內(nèi)過冷沸騰起始點(diǎn)的實(shí)驗研究
- 核主泵空化過渡過程水動力特性研究
- 雙彈性管流固耦合振動的數(shù)值模擬
- 基于額定參數(shù)的核主泵惰轉(zhuǎn)工況計算模型
- 堆內(nèi)嚴(yán)重事故綜合分析程序氧化模塊MIDAC-OX的開發(fā)
- 非能動專設(shè)安全設(shè)施應(yīng)急余熱排出試驗研究
- 次臨界或低功率啟動工況下控制棒組失控抽出事故DNBR裕量分析
- 核電廠基于頻帶方差與能量算子的軸承故障診斷方法
- 全廠斷電情景下M310核電廠緩解措施分析
- 嚴(yán)重事故IVR下反應(yīng)堆壓力容器耦合傳熱數(shù)值模擬分析
- 核動力系統(tǒng)神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)故障診斷專家系統(tǒng)研究