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《核科学与工程》2017年04期
 
更新日期:2020-08-26   来源:核科学与工程   浏览次数:274   在线投稿
 
 

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反应堆工程
反应堆压力容器承压热冲击中的PSA方法研究 许以全;何建东;521-524
研究堆考验回路工艺系统布置设计研究 李明;汪海;孙胜;王育坤;黄岗;戴钰冰;525-531
ADS次临界系统中子时空动力学计算与瞬态分析 高庆瑜;宋英明;徐宇超;王珂;杨永伟;张璐;532-539
高熔点物质与冷却剂相互作用的机理研究 彭程;佟立丽;曹学武;540-544
反应堆物理
仪用压缩空气SAR001MD涡轮流量计故障分析及处理 陈军;韩巍;周冲;韦庆典;545-553
船用反应堆屏蔽设计的可视化与快速计算功能开发 于志翔;邹树梁;何震;554-559
脉冲堆动态引发过程中初始反应性的测量 高辉;尹延朋;项伟灵;刘晓波;范晓强;560-563
水冷包层模块第一壁流动传热特性初步分析 周璇;佟立丽;曹学武;564-571
CANDU6重水堆37R燃料和37M燃料的反应性比较 刘忠国;572-576
核聚变
网格权窗减方差技术及其在聚变堆屏蔽分析中应用研究 李新梅;郑华庆;郝丽娟;宋婧;胡丽琴;江平;577-582
基于失效物理模型的聚变堆包层管道可靠性数据修正方法研究 聂淼;王芳;王家群;汪进;袁润;583-589
基于蒙特卡罗方法的固态氚增殖剂聚变中子辐照损伤行为分析 黄学龙;信敬平;刘少军;郑明杰;毛小东;590-596
核安全
大破口触发的严重事故分析及缓解措施研究 毕金生;靖剑平;石兴伟;宋祖荣;胡文超;597-603
先进压水堆大破口始发严重事故下安全壳内氢气风险分析 温丽丽;袁凯;佟立丽;604-612
IRIS反应堆严重事故下堆内自然循环及下封头失效分析 胡文超;彭常宏;郭赟;曾和义;613-618
最佳估算方法在核临界安全分析的应用研究 陈添;霍小东;杨海峰;易璇;619-627
极端条件下辐射与物质相互作用(MaRIE)研究装置概况 焦晓静;马锋;冯寒亮;628-637
核电厂
核电厂应急柴油发电机组定期试验启动方式的探讨 李剑波;周舟;638-643
CAP1400核电厂设计分析器系统调试研究 何元雷;张启江;徐财红;连海涛;李小燕;644-650
红沿河核电厂2号机组首循环寿期中启动物理试验结果分析 邓平赳;张海州;王子兴;郭建;罗良伟;651-655
福清核电厂1、2号机组抗震裕量评价 邱志方;张航;张晓华;蔡逢春;吴清;656-662
核技术
温度梯度对金属波纹管力学性能影响分析 王闯;顾卫国;王德忠;李钰;663-668
核电项目工程量概念解析 黄文;669-674
核级钠中金属杂质钙、钾和铁的快速分析方法研究 黄文杰;王密;米争峰;董静雅;贾云腾;675-678
粘钠设备水蒸气氮气清洗工艺研究 李君瑜;李煦;谢淳;李凌霄;刘绩伟;679-683
COSINE子通道均相流分析程序的研发 陈俊;罗彬;吴照国;孔晓宁;林萌;杨燕华;684-690
实时风险监测系统在田湾核电站的研发与应用 顾晓慧;鲍振利;于文革;刘晓云;韩琦;691-699
《核科学与工程》征稿简则 702
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