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原子能科學技術(2024年10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

    11098篇

  • 1070850次

    35220次

  • 評價信息
  • 0.523

    0.392

  • CA 化學文摘(美)(2020)

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

    EI 工程索引(美)(2020)

    CSCD 中國科學引文數(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

  • 放射性核素生態(tài)運移與輻射劑量評價研究現(xiàn)狀及趨勢
  • 福島以東放射性核素進入中國海關鍵途徑的三維數(shù)值模擬研究
  • 日本福島來源~(134,137)Cs在海洋多介質(zhì)體系中演變特征解析——以福島港口區(qū)為例
  • 多核素示蹤粵西廣海灣水體和顆粒物輸運過程
  • 近海主要天然與人工放射性核素的吸附與遷移研究
  • 典型核電廠址大型自然通風冷卻塔對擴散的影響規(guī)律初探
  • 鬼針草對土壤中鈾的脅迫響應機制及螯合劑的影響作用研究
  • 新型釷-喹啉金屬有機框架材料的制備、性質(zhì)表征及其碘吸附性能研究
  • 運行溫度對鈉熱管內(nèi)工質(zhì)蒸發(fā)調(diào)節(jié)系數(shù)影響的實驗研究
  • 鉛鉍快堆堆芯包殼多場耦合腐蝕行為的數(shù)值模擬研究
  • 搖擺條件下旋葉式分離器流場及效率的數(shù)值模擬研究
  • 基于氧化腐蝕行為的鉛鉍堆燃料組件多物理耦合特性研究
  • 小型棱柱式高溫氣冷堆k_(eff)不確定度分析
  • POD和DMD方法對燃料棒流致振動特性的分析
  • 新型熱管堆裝料及外推臨界實驗技術研究
  • 超低溫熱疲勞對Z2CND18.12奧氏體不銹鋼顯微組織與力學性能的影響
  • 新型釷基類MOX燃料的制備和第一性原理研究
  • 中子成像的氫散射校正方法
  • 中國先進研究堆高分辨中子成像技術研究
  • 基于多距離系統(tǒng)矩陣疊加伽馬圖像重建方法研究
  • 基于表面等離激元的新型碲化銫光陰極研究
  • 基于γ能譜反演的弱峰檢測方法探討
  • β輻射個人劑量當量H_p(0.07)和H_p(3)的國際比對結(jié)果
  • 序言放射性核素在環(huán)境中的運移及其對人類和非人類物種的影響
  • Artificial Intelligence Based Meteorological Parameter Forecasting for Optimizing Response of Nuclear Emergency Decision Support System
  • Malargüe Site Remediation: A Successful Solution for Uranium Mill Tailings
  • 《原子能科學技術》征稿簡則
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