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核科学与工程(2022年04期)
Nuclear Science and Engineering
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- 基本信息
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:中国核学会
:双月
:0258-0918
- 出版信息
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: 工程科技II
: 核科学技术
:3965篇
- 评价信息
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:0.388
:0.266
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目 录
- 我国碳达峰、碳中和进程中核能的地位和作用
- 基于BP神经网络PID的研究堆堆芯功率控制研究
- 基于Dragon/Donjon的钠冷快堆反应性反馈参数计算与分析
- 百万千瓦环形燃料堆芯方案初步设计
- 棒束弯曲对子通道内空气-水两相流动的影响研究
- VVER型反应堆上腔室及热腿三维流动传热特性研究
- 基于CFD方法对液态铅铋合金回路中腐蚀及腐蚀产物沉积的研究
- 棱柱状高温堆堆芯高效热工计算模型开发及验证
- 基于有限元的中压导体短路电动应力分析
- 压水堆核电厂设备疲劳监测系统开发及关键技术研究
- 压水堆一回路pH控制策略对积垢燃料包壳完整性的影响研究
- 空冷和水冷超临界二氧化碳布雷顿循环冷却核能系统的构型优化研究
- CPR1000核电厂汽轮机旁路排放系统控制模式优化研究
- 基于取水卷载的滨海核电厂海洋生物损失量算法优化研究
- 核电厂重要厂用水系统换热器压差高问题分析与处理
- 基于运行事件的核电厂电动主给水泵联启方案改进
- 基于多属性效用法的核电厂流出物排放优化中权重因子取值研究
- 弹性膜附近单个空化泡溃灭过程实验研究及膜清洗机制探析
- 压水堆一回路注锌应用技术方案研究
- 超临界水在平行通道中不对称加热的计算分析
- AP1000蒸汽发生器隐藏盐返回评估方法的开发与应用
- AP1000常规岛第一跨厂房内主给水管道破裂事故瞬态泄放特性分析
- 采用自动诊断系统后核电应急决策流程的设计与分析
- 铅铋堆u003csupu003e210u003c/supu003ePo源项计算程序开发与应用
- 三代非能动核电厂事故后惰化氢气缓解措施有效性分析
- 核电厂丧失通风系统的PSA分析
- 三代核电安全壳整体泄漏率试验卸压关键技术及应用
- 网络攻击下安全级仪控系统人因失误风险分析初探
- 核级碳化硼环状制品热压烧结工艺与性能研究
- 基于NB-IoT的核辐射剂量仪设计