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2022年1期
刊物介绍
本刊为中国核学会主办的国家一级学报,被多家国际著名检索系统收录,并被列为核领域的中文核心期刊。主要发表核领域有新成果的研究论文,并对核领域的重大科研事件或活动进行报道。
核科学与工程
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碳达峰碳中和
“碳达峰、碳中和”背景下能源发展趋势与核能定位研判
“碳达峰、碳中和”背景下核能利用浅析
反应堆工程
基于三维核热耦合方法的吸气式核反应堆瞬态特性研究
基于蒙特卡罗和CFD耦合模拟的空间锂冷核反应堆设计分析
海洋工况下海洋小堆热工水力特性分析
新型吸收剂与局部慢化剂相结合的快堆控制棒设计研究
压水堆燃料棒芯块事故后传热的简化分析
核电厂
AP1000型燃料组件水平放置对格架弹簧影响分析
“华龙一号”应急柴油发电机维修窗口研究
某核电厂汽辅泵管线异常振动机理研究
提升核电厂核空气净化系统可靠性的策略研究
秦二厂2号机组氙振荡抑制方法研究
核电厂应急柴油发电机电子调速器性能仿真验证
核电厂支持系统不可运行应对策略研究
安全壳内氢气燃烧特性数值研究
核电厂一回路压力边界延伸止回阀密封性定期试验验收准则设计方法研究
全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究
基于A*算法的核电厂工艺管道自动布局方法
核电厂凝结水主调节阀阀杆断裂的原因分析及改进措施
压水堆核电机组停堆氧化过程中溶解氢控制策略优化
核安全
cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究
压力管道孔隙泄漏率计算研究
一回路流量变化时CEFR停堆保护特性的研究
超级电容作为核电厂应急柴油发电机组启动期间后备电源的可行性研究
低雷诺数下气溶胶粒子在裂缝中的损失研究
盐雾对钢制安全壳涂层传热性能影响研究
安全壳过滤排放系统内部氢气风险研究
基于ASTEC程序的乏燃料水池严重事故研究
后处理
后处理设施气载流出物中129I的监测和监管
压水堆核电厂放射性固体废物处理系统监测道优化方案
乏燃料运输船旁靠浮动核电厂水动力耦合分析
核技术
铀钚溶液设备外中子探测效率研究
粗糙表面对同位素生产专用设备内部速度分布和功耗影响理论研究