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原子能科学技术(2024年08期)
Atomic Energy Science and Technology
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- 基本信息
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:中国原子能科学研究院
:月刊
:1000-6931
- 出版信息
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: 工程科技II
: 核科学技术
:12218篇
- 评价信息
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:0.712
:0.501
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目 录
- 我国研究堆运行许可证延续的关键技术问题和工程实践
- 49-2游泳池式轻水反应堆池底点缺陷超声测量技术研究
- 研究堆用铝合金辐照性能研究
- 热老化对铸造奥氏体不锈钢的环境疲劳寿命影响
- 奥氏体不锈钢辐照脆化预测模型建立及验证
- 核动力厂预埋金属储罐老化问题及处理策略研究
- 水压试验在承压设备安全评价中的作用与利弊分析
- Fe33Ni33Cr合金中位错与位错环相互作用的分子动力学研究
- 模拟压水堆一回路环境下冷应变对321不锈钢高温电化学行为和应力腐蚀开裂行为的影响
- 二次应力对含裂纹圆筒结构的裂纹驱动力计算的影响
- 混凝土徐变柔度函数的高效逼近方法
- 从裂变产物中快速萃取分离94Sr的研究
- 高放废物地质处置中核素迁移研究进展
- 用于中子吸收的铪酸铕陶瓷性能研究
- 核电站堆腔混凝土辐照试验研究
- 棒束结构气冷换热的湍流模型适用性评价
- 摇摆条件下棒束通道自然循环换热特性实验研究
- 氦氙气冷反应堆系统无保护控制事故安全分析
- 中子织构谱仪原位加载装置
- 基于深度学习的X射线燃料棒端塞缺陷自动检测方法研究
- 基于U-Net的γ测厚方法研究
- 基于硅通孔的三维微系统互联结构总剂量效应损伤机制研究
- 研究堆及核电厂老化管理和许可证延续技术研究序言