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原子能科學(xué)技術(shù)(2014年06期)
Atomic Energy Science and Technology

  • 基本信息
  • 中國原子能科學(xué)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(xué)技術(shù)

    12218篇

  • 1764776次

    49463次

  • 評價信息
  • 0.712

    0.501

  • CA 化學(xué)文摘(美)(2024)

    JST 日本科學(xué)技術(shù)振興機(jī)構(gòu)數(shù)據(jù)庫(日)(2024)

    EI 工程索引(美)(2024)

    CSCD 中國科學(xué)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

  • ~(88)Kr γ射線發(fā)射幾率的測量
  • 連續(xù)能量點截面庫CENACE-1.0的能量平衡檢查
  • 1AP中鈾钚在線分析
  • 廢磷酸三異戊酯有機(jī)溶劑的間接電化學(xué)氧化分解行為研究
  • 氣泡破裂點位置及液膜卷曲速度實驗研究
  • 計算流體力學(xué)應(yīng)用于子通道分析的初步方法研究
  • 核電站乏燃料水池冷卻系統(tǒng)虹吸破壞管性能安全分析
  • 非參數(shù)化方法在DNB傳遞分析中的應(yīng)用
  • 絲網(wǎng)分離器水滴撞擊水膜的機(jī)理研究
  • 窄矩形通道內(nèi)汽泡聚合行為研究
  • CPR1000全廠斷電疊加蒸汽發(fā)生器安全閥誤開啟事故引起的嚴(yán)重事故分析
  • 全廠斷電引發(fā)的嚴(yán)重事故下蒸汽發(fā)生器傳熱管蠕變失效風(fēng)險研究
  • CAP1000核電廠全功率范圍SGTR事故研究
  • 船用堆全船斷電事故源項分析
  • MSLB事故源項及放射性后果分析
  • 改進(jìn)關(guān)鍵核素法在元件破損監(jiān)測中的應(yīng)用研究
  • 基于衰變熱的堆芯重要核素選取
  • JMCT蒙特卡羅中子-光子輸運程序全堆芯pin-by-pin模型的模擬
  • 惰性基質(zhì)燃料元件Doppler系數(shù)分析
  • 行波堆自穩(wěn)特性分析
  • 鈷調(diào)節(jié)棒更換后RFSP-IST程序通量計算不確定性分析
  • 秦山第二核電廠輻照燃料組件替代中子源的可行性分析
  • 基于連續(xù)小波變換的Hilbert包絡(luò)線松動部件定位方法
  • 微管可控充氣技術(shù)研究
  • 異氰酸酯增強(qiáng)二氧化硅氣凝膠的力學(xué)性能
  • 聚乙烯醇膜材料氚衰變輻照效應(yīng)研究
  • 快中子活化法對聲空化核效應(yīng)的驗證
  • QWR銅鈮濺射超導(dǎo)腔銅基頻率的機(jī)械修正
  • 860 A濺射負(fù)離子源電離器及電源的改進(jìn)
  • 大束流場發(fā)射陰極X射線管的陽極設(shè)計
  • keV能區(qū)中子注量率測量初級標(biāo)準(zhǔn)裝置研制
  • PET圖像中球形病灶的部分容積效應(yīng)及其影響因素
  • 基于APV25芯片的GEM探測器讀出電子學(xué)系統(tǒng)的測試與改進(jìn)
  • 鐵元素對鋁熱劑SHS核廢物固化體性能的影響
  • 《原子能科學(xué)技術(shù)》征稿簡則
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