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核動力工程(2024年06期)
Nuclear Power Engineering

  • 基本信息
  • 中國核動力研究設(shè)計院

    雙月

    0258-0926

  • 51-1158/TL

    四川省成都市

    中文;

    大16開

    62-178

    1980

  • 出版信息
  • 工程科技II

    核科學(xué)技術(shù)

    7386篇

  • 1032406次

    30257次

  • 評價信息
  • 0.299

    0.232

  • CA 化學(xué)文摘(美)(2020)

    JST 日本科學(xué)技術(shù)振興機構(gòu)數(shù)據(jù)庫(日)(2018)

    EI 工程索引(美)(2020)

    CSCD 中國科學(xué)引文數(shù)據(jù)庫來源期刊(2019-2020年度)

    1992年(第一版),1996年(第二版),2000年版,2004年版,2008年版,2011年版,2014年版,2017年版,2020年版

    Caj-cd規(guī)范獲獎期刊;

目 錄

  • 兩步解譜法程序的開發(fā)與驗證
  • 基于釷钚燃料的熱管冷卻微堆堆芯物理特性分析
  • 基于BP神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)的反應(yīng)堆堆外探測器響應(yīng)快速分析方法研究
  • 空間核反應(yīng)堆異常再入高溫高速撞擊模擬試驗中熱響應(yīng)特性研究
  • SST k-ω-γ模型修正及其對螺旋管內(nèi)層流向湍流轉(zhuǎn)捩過程的預(yù)測
  • 基于可解釋機器學(xué)習(xí)的超臨界流體傳熱特性預(yù)測與分析
  • 橫流作用下射流降膜變形與破碎過程研究
  • 熱工參數(shù)偏離對直流蒸汽發(fā)生器穩(wěn)態(tài)特性影響實驗研究
  • 基于數(shù)值方法的燃料組件格架熱擴散特性研究
  • 壓水堆燃料組件軸向剛度模型及影響因素分析研究
  • 鈾電解精煉過程中濃差極化及電極動力學(xué)的模擬研究
  • 高溫氣冷堆主控室振動噪聲模擬研究
  • Inconel 690蒸汽發(fā)生器傳熱管微振磨損的極限尺寸研究
  • 核電廠嚴重事故設(shè)備可用性鑒定方法和要求研究
  • 基于脈沖型中子探測器信號特性的核信號發(fā)生器研究
  • 大亞灣核電站DCS改造全范圍閉環(huán)測試系統(tǒng)研制與應(yīng)用
  • 基于ESO-MPC的核電廠協(xié)調(diào)系統(tǒng)優(yōu)化控制研究
  • 小型壓水堆核蒸汽供應(yīng)控制系統(tǒng)參數(shù)多目標優(yōu)化研究
  • TOPAZ-Ⅱ空間核反應(yīng)堆電源始發(fā)事件分析
  • LOCA下氦氙氣冷反應(yīng)堆系統(tǒng)安全特性分析
  • IDHEAS人因事件相關(guān)性分析方法應(yīng)用研究
  • 壓水堆機組一回路環(huán)境促進疲勞分析方法研究
  • 華龍一號核電機組運行圖優(yōu)化研究
  • 熱管失效對高溫?zé)峁芄苁盎w影響實驗研究
  • 高溫流動液態(tài)金屬腐蝕裝置設(shè)計及實驗研究
  • 高耐蝕含鋁奧氏體不銹鋼在超臨界水中腐蝕行為研究
  • 緩解鉛鉍快堆冷卻劑腐蝕的最優(yōu)化氧含量控制策略研究
  • 基于DPM方法的安全殼內(nèi)氣溶膠輸運特性初步研究
  • 事故容錯燃料對核電廠安全影響評價
  • 接地測量型電容式棒位傳感器的靈敏度分析模型研究
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