2022年12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,國內外公開發(fā)行,全國性學術與技術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《科學技術文獻速報》、《中國科學引文數(shù)據(jù)庫》、《中國學術期刊(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方面具有創(chuàng)造性的科技成果,旨在促進核科學與技術方面的交流、核技術與其它科學技術間的交叉滲透,推動核科技在國民經濟方面的應用。
原子能科學技術
第十七屆核技術應用學術交流會優(yōu)秀論文
- pH值對反應堆活化腐蝕產物源項影響研究
- 基于參數(shù)化-超單元法的HFETR乏燃料貯存格架抗震分析
- 流動沸騰汽泡脫離頻率預測模型分析
- 矩形窄縫通道內泡狀流-彈狀流流型轉變準則研究
- C形換熱器一二次側流動傳熱耦合特性數(shù)值模擬研究
- 基于CFD的棱柱型模塊式高溫氣冷堆典型事故研究
- 高溫氣冷堆耦合碘硫循環(huán)制氫的經濟性研究
- 高精度電容式棒位測量傳感器靜態(tài)特性研究
- 涂硼正比計數(shù)管感應電流信號模擬及脈沖寬度分析研究
- 2.5 MeV行波加速管設計
- 準阻抗匹配傳輸式的外移動式束流探測器標定裝置的研發(fā)與使用
- 批量3He探測器相對探測效率標定方法研究
- 常溫C4+輻照對多晶HIP-SiC力學性能的影響
- 高放廢液冷坩堝玻璃固化自適應負壓調節(jié)系統(tǒng)的設計
反應堆工程
- 高燃耗下核燃料顆粒內部的應力狀態(tài)及關鍵影響因素研究
- 模塊化小型壓水堆燃料操作事故源項及劑量分析
- 核熱推進反應堆外環(huán)境輻射場研究
- 熔鹽堆135Xe和135Xem遷移效應對反應性的影響
- 擠扭變形對低活化馬氏體鋼組織及蠕變性能的影響
- 耦合晶體取向及樣品尺寸效應A508-Ⅲ鋼的室溫力學本構模型構建
- A508-Ⅲ鋼小尺寸試樣的拉伸尺寸效應及其歸一化模型研究
- 反應堆結構類裂紋不連續(xù)區(qū)的疲勞損傷評價方法研究
- 超臨界二氧化碳流體中納米顆粒熱泳沉積計算研究
- 鉛鉍冷卻繞絲燃料組件橫流特性分析
- 基于模型的液態(tài)金屬三角形棒束數(shù)值傳熱研究
- 基于變管徑模型的高溫氣冷堆螺旋管式直流蒸發(fā)器兩相流穩(wěn)定性影響參數(shù)分析
- 空間熱離子反應堆在軌保溫策略及分析