核科学与工程
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2016年4期
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CEFR改进型独立热交换器热工水力分析研究
压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究
负荷跟踪机械补偿运行策略研究
基于相似理论的快堆氩气空间温度场实验研究
弥散颗粒对中子学计算影响的初步分析
基于Fluent程序的AP1000堆芯组件热工水力计算与分析
水分配围堰的水膜流动特性数值模拟
430 ℃下2.98 dpa中子辐照后CLAM钢的拉伸和冲击性能
CLAM-316L TIG焊接接头显微组织特征分析
国内外聚变核安全监管与许可初步分析研究
严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究
小型堆严重事故下安全壳内氢气行为分析
AP1000核电站106Ru正常运行源项研究
核电厂放射性废保温棉玻璃固化比较研究
核主泵屏蔽电机内部水路三维流场研究
乏燃料后处理厂强放区域退役初始源项调查研究
燃料棒束换热(RBHT)试验对低压下堆芯漂移流模型的评价
AP1000燃料管理方案经济性分析
核辐射环境增强现实应用发展初探
酸浓度对锆合金酸洗反应动力学行为影响