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核動力工程(2025年05期)
Nuclear Power Engineering

  • 基本信息
  • 中國核動力研究設計院

    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

    核科學技術(shù)

    8417篇

  • 評價信息
  • 0.73

    0.543

  • CA 化學文摘(美)(2024)

    JST 日本科學技術(shù)振興機構(gòu)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

  • 醫(yī)用同位素試驗堆關(guān)鍵技術(shù)
  • 徑向?qū)~前后流線相對位置對反應堆冷卻劑泵的水力性能的影響
  • 基于RELAP5的氮氣穩(wěn)壓系統(tǒng)建模及適用性分析
  • 基于LOCUST軟件的過渡沸騰傳熱模型適用性研究
  • 充液率對板式蒸發(fā)器分離式熱管啟動與傳熱特性影響研究
  • 基于5×5棒束子通道定位格架的攪混性能分析
  • 基于粒子法的新型堆芯捕集器關(guān)鍵現(xiàn)象數(shù)值模擬研究
  • 基于自然對流替代模型的仿生翅片拓撲優(yōu)化方法
  • 液態(tài)金屬池中的兩相流動漂移流模型研究
  • 基于飛秒激光改性表面的矩形通道臨界熱流密度實驗研究
  • 基于Fluent的燃料控制棒冷態(tài)落棒行為特性預測
  • 預熱器型蒸汽發(fā)生器管束區(qū)熱工水力特性研究
  • 基于CFD的5×5單跨燃料組件熱工水力可靠性設計優(yōu)化
  • 基于多目標優(yōu)化算法的拉棒磨損工藝參數(shù)優(yōu)化設計
  • 核電廠主設備支承錨固螺栓預緊力確定方法研究
  • 一種國產(chǎn)細顆粒核石墨強度概率分布的實驗研究
  • 基于特征中子能譜的高熵合金輻照離位損傷與放射性評價
  • 低溫供熱堆冷卻劑系統(tǒng)控制策略研究
  • 新型氣冷微堆系統(tǒng)建模與控制系統(tǒng)設計
  • “雙碳”背景下我國核電裝備的發(fā)展機遇及挑戰(zhàn)
  • 基于WPD與峭度的反應堆下柵板微弱碰磨機械噪聲識別技術(shù)
  • 深度學習在設備狀態(tài)評估中的研究現(xiàn)狀及其在核領(lǐng)域的應用展望
  • 核反應堆傳感器智能在線監(jiān)測技術(shù)與魯棒性自校正方法的研究
  • 基于Mask R-CNN的10×10棒束子通道內(nèi)氣泡分布特性實驗研究
  • 核反應堆堆芯深度學習數(shù)值計算點云建模方法
  • 面向蒸汽發(fā)生器數(shù)字孿生的數(shù)據(jù)融合方法研究
  • 基于模糊神經(jīng)網(wǎng)絡的核電廠汽輪機自適應控制方法研究
  • 基于深度學習的蒸汽發(fā)生器三維穩(wěn)態(tài)溫度場快速預測研究
  • 基于CRITIC-TOPSIS的超臨界二氧化碳核反應堆系統(tǒng)多目標優(yōu)化與客觀決策分析
  • 基于MBSE的核反應堆總體設計方法及建模平臺開發(fā)
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