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原子能科學技術(2024年08期)
Atomic Energy Science and Technology
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- 基本信息
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:中國原子能科學研究院
:月刊
:1000-6931
- 出版信息
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: 工程科技II
: 核科學技術
:12218篇
- 評價信息
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:0.712
:0.501
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目 錄
- 我國研究堆運行許可證延續(xù)的關鍵技術問題和工程實踐
- 49-2游泳池式輕水反應堆池底點缺陷超聲測量技術研究
- 研究堆用鋁合金輻照性能研究
- 熱老化對鑄造奧氏體不銹鋼的環(huán)境疲勞壽命影響
- 奧氏體不銹鋼輻照脆化預測模型建立及驗證
- 核動力廠預埋金屬儲罐老化問題及處理策略研究
- 水壓試驗在承壓設備安全評價中的作用與利弊分析
- Fe33Ni33Cr合金中位錯與位錯環(huán)相互作用的分子動力學研究
- 模擬壓水堆一回路環(huán)境下冷應變對321不銹鋼高溫電化學行為和應力腐蝕開裂行為的影響
- 二次應力對含裂紋圓筒結構的裂紋驅動力計算的影響
- 混凝土徐變柔度函數(shù)的高效逼近方法
- 從裂變產物中快速萃取分離94Sr的研究
- 高放廢物地質處置中核素遷移研究進展
- 用于中子吸收的鉿酸銪陶瓷性能研究
- 核電站堆腔混凝土輻照試驗研究
- 棒束結構氣冷換熱的湍流模型適用性評價
- 搖擺條件下棒束通道自然循環(huán)換熱特性實驗研究
- 氦氙氣冷反應堆系統(tǒng)無保護控制事故安全分析
- 中子織構譜儀原位加載裝置
- 基于深度學習的X射線燃料棒端塞缺陷自動檢測方法研究
- 基于U-Net的γ測厚方法研究
- 基于硅通孔的三維微系統(tǒng)互聯(lián)結構總劑量效應損傷機制研究
- 研究堆及核電廠老化管理和許可證延續(xù)技術研究序言