2017年1期
刊物介紹
本刊為中國核學(xué)會(huì)主辦的國家一級(jí)學(xué)報(bào)，被多家國際著名檢索系統(tǒng)收錄，并被列為核領(lǐng)域的中文核心期刊。主要發(fā)表核領(lǐng)域有新成果的研究論文，并對(duì)核領(lǐng)域的重大科研事件或活動(dòng)進(jìn)行報(bào)道。
核科學(xué)與工程
- 高放廢液貯存的安全保障
- 壓水堆核電站穩(wěn)壓器壓力和水位的解耦控制研究
- 蒸汽發(fā)生器傳熱管結(jié)垢厚度的渦流檢測(cè)方法與應(yīng)用
- 基于虛擬儀器技術(shù)的快堆組件形位測(cè)量控制系統(tǒng)研究
- CB20結(jié)構(gòu)模塊組安裝施工技術(shù)分析
- 壓水堆核電站安全注入試驗(yàn)期間執(zhí)行機(jī)構(gòu)拒動(dòng)和誤動(dòng)的干預(yù)對(duì)策分析
- 二級(jí)PSA中人員可靠性分析方法研究
- 基于中子噪聲分析的某核電廠堆芯吊籃梁型振動(dòng)特征研究
- 秦山CANDU堆功率測(cè)量校正和控制改進(jìn)
- 聚變數(shù)據(jù)庫系統(tǒng)FusionDB研發(fā)與應(yīng)用
- 基于切比雪夫有理逼近和矩陣自適應(yīng)降階的活化計(jì)算方法
- 基于GA的Tokamak聚變堆芯參數(shù)優(yōu)化方法研究
- 嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則入口條件研究
- M310核電廠嚴(yán)重事故下穩(wěn)壓器隔間氫氣風(fēng)險(xiǎn)分析
- 事故下CAP1000核電廠主控室劑量特征研究
- LOCA和SGTR事故下破口尺寸計(jì)算方法研究
- 臨界事故報(bào)警系統(tǒng)儀表劑量計(jì)算方法研究
- 關(guān)于CPR1000核電機(jī)組低功率運(yùn)行停運(yùn)一臺(tái)CRF泵的影響分析
- 核電廠及設(shè)備的壽期和剩余壽期預(yù)測(cè)分析方法的研究
- 核電廠電磁干擾根本原因分析及全流程化的應(yīng)對(duì)策略
- 重水堆釷鈾燃料增殖循環(huán)方案研究
- 基于現(xiàn)場(chǎng)總線的核燃料后處理全逆流混合澄清槽儀控系統(tǒng)研究與設(shè)計(jì)
- 乏燃料后處理玻璃固化產(chǎn)品干法貯存通風(fēng)方式優(yōu)化研究及仿真模擬分析
- 混合能源堆裂變包層核燃料成本分析
- 900 MW壓水堆一回路系統(tǒng)水錘特性研究