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原子能科學技術(2024年08期)
Atomic Energy Science and Technology

  • 基本信息
  • 中國原子能科學研究院

    月刊

    1000-6931

  • 11-2044/TL

    北京市

    中文;

    大16開

    82-161

    1959

  • 出版信息
  • 工程科技II

    核科學技術

    12218篇

  • 1764776次

    49463次

  • 評價信息
  • 0.712

    0.501

  • CA 化學文摘(美)(2024)

    JST 日本科學技術振興機構數(shù)據(jù)庫(日)(2024)

    EI 工程索引(美)(2024)

    CSCD 中國科學引文數(shù)據(jù)庫來源期刊(2023-2024年度)

    WJCI 科技期刊世界影響力指數(shù)報告(2023)來源期刊

    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,2023年版

    Caj-cd規(guī)范獲獎期刊;

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
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