反应堆工程

• 基于MPS粒子与网格耦合的自由表面张力建模方法

  李勇;姚沛滔;高金辰;李根;

  针对移动粒子半隐式(MPS)方法在液体自由表面张力建模时粒子数量过大的问题，提出了一种粒子与网格耦合的自由表面张力建模方法，该方法仅对液相进行粒子离散，并对自由表面附近区域设置背景网格，根据网格与自由表面粒子的距离勾画出level-set函数的等高线，进行自由表面的曲率计算。对比了面积插值法和距离插值法对曲率由网格插值到粒子的准确性，结果表明距离插值法具有较高的计算精度。最后，通过静水池压力、液滴振荡和液滴融合3个基准算例验证了粒子与网格耦合的表面张力模型的准确性和稳定性。

  2025年01期 v.45;No.191 1-9页 [查看摘要][在线阅读][下载 1469K]
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• 改性介孔石墨相氮化碳(g-C₃N₄)材料的构筑及其光催化还原U(Ⅵ)性能研究

  于明玥;郝帅;黄文珑;蒋冬梅;夏良树;

  以纳米二氧化硅为硬模板、三聚氰胺为前驱体，通过热缩聚法高温制备了石墨相氮化碳的低聚物密勒胺(melem),采用扫描电子显微镜(SEM)、氮气吸脱附(BET)、傅里叶变换红外分析(FITR)、X射线衍射(XRD)等对其进行了表征，并研究了其光催化还原U(Ⅵ)的性能。结果表明，melem/g-C_3N_4复合材料具有介孔结构，三聚氰胺和二氧化硅比例为2∶1的复合材料比表面积比原石墨相氮化碳提高约16倍；在可见光下，对于U(Ⅵ)的光催化还原率达到了94.8%,约是原石墨相碳化氮材料的两倍；其还原反应速率常数为0.011 7 min~(-1),约为原g-C_3N_4(0.003 4 min~(-1))的3.5倍；其禁带宽度缩窄，可见光吸收范围从约450 nm拓宽至500 nm,具备较高的稳定性和优异的光催化还原性能。

  2025年01期 v.45;No.191 10-24页 [查看摘要][在线阅读][下载 1934K]
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• 微型反应堆用高温热管启动可靠性研究

  李鲲;周全;张锴;门启明;

  微型反应堆具有极好的可移动性和部署灵活性，在太空探索、深海研究、海洋航行、军事保障、勘探采矿等领域有广泛应用。本文重点介绍了微型反应堆中的核心部件之一——高温热管的结构、工作原理、制造工艺，并详细研究了高温热管启动可靠性影响因素。通过专家打分法初选出吸液芯的层数和目数、热管充钠量、热管倾角作为关键影响因素，再通过正交试验方法研究了这些因素对热管启动可靠性的影响。试验结果表明，增加吸液芯的层数和目数、适量充钠以及适度倾斜热管均能提高热管的启动可靠性。

  2025年01期 v.45;No.191 25-29页 [查看摘要][在线阅读][下载 832K]
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• 基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理策略研究

  李天涯;刘同先;陈亮;王晨琳;何彩云;吴昱玖;蔡云;廖鸿宽;肖鹏;

  在核电厂中，燃料组件价格昂贵，往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此，如何在满足电力系统能量需求的前提下，提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本，是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理方法，针对24个月换料周期机组，建立一个浅燃耗燃料组件数据库，然后，从数据库中选择与目标18个月换料周期机组燃料组件在主要结构尺寸及设计特征上具有兼容性的燃料组件，最后，评估并选择最佳的浅燃耗燃料组件，将其装载入18个月换料周期的机组中。这种方法可以显著提高燃料利用率，降低单位能量成本，从而提高核电厂的经济性。

  2025年01期 v.45;No.191 30-35页 [查看摘要][在线阅读][下载 1578K]
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核电厂

• 适用于核电DCS产品的软件数字化运维系统设计

  邓泽凡;王桂兰;石桂连;董晓峰;彭立;

  核电DCS是核电厂的“神经中枢”,其运行的稳定性和可靠性是核电厂安全运营的保障。适用于核电DCS产品软件数字化运维系统是为解决核电DCS产品软件运维依赖人工、耗时长、效率低等问题而开展的产品研发工作。该系统基于核电DCS产品与核电厂实际问题反馈，结合软件数字化运维理念，设计软件健康参数反映核电DCS产品软件运行状态，设计软件配置和指标监视模块采集核电DCS产品软件健康参数，降低运维时间和成本，带来可观经济效益，同时降低机组非计划停机风险。

  2025年01期 v.45;No.191 36-43页 [查看摘要][在线阅读][下载 1131K]
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• “华龙一号”核电机组高压给水加热器水位动态特性分析

  吴鹏;张盼;李钊同;邢丹;

  以“华龙一号”机组高压给水加热器(以下简称“高加”)为研究对象，重点研究了运行机组高压给水加热器水位变化对高加给水出口温度、疏水温度的影响。采用动态多节点建模仿真，结合“华龙一号”核电机组高压给水加热器实际运行中的常见故障，分析了上述温度变化对蒸汽发生器及除氧器安全运行的影响。6号或7号高加水位下降对高加给水出口温度和疏水温度影响较小，6号或7号高加水位上升将导致7号高加出口给水温度较大幅度的上升，6号高加排入除氧器的疏水温度较大幅度的下降，上述显著变化有可能造成机组设备的损坏；A列解列后，B列高加给水出口温度及疏水出口温度大幅下降，会影响蒸汽发生器和除氧器的安全运行。模拟仿真及特性分析结果对在建或运行“华龙一号”机组安全运行具有一定的指导意义。

  2025年01期 v.45;No.191 44-54页 [查看摘要][在线阅读][下载 1530K]
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• 核电厂设备鉴定中露点温度与混合温度的选取与试验研究

  金鑫;唐辉;朱增培;韩继伟;

  核电厂设备鉴定中存在露点温度与混合温度两种温度选取方式，有必要对其选取的原则进行研究，以便于在鉴定试验中应用。本文对露点温度与混合温度的含义、差异以及应用实践进行研究，提出了一些具有可操作性的选取原则，同时对露点温度与混合温度试验的方法进行了研究，并分别提出了一种典型试验方案。

  2025年01期 v.45;No.191 55-60页 [查看摘要][在线阅读][下载 826K]
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• 数字化技术在核电厂后备盘人机接口设计的应用研究

  李颖;何庆镭;姜兴伟;廖圣勇;

  后备盘作为保证核电厂安全稳定运行的重要设备，随着数字化技术的快速发展，后备盘数字化设计已成为行业发展的趋势。本文对数字化技术在后备盘人机接口设计的应用进行了研究。通过详细分析后备盘功能，以及对应的功能分级，完成了初步仪控结构设计。在此基础上，对数字化技术带来的一些问题进行了探讨，并提供了解决方案，完成了人机接口设备的配置和人机界面体系设计。该研究在某示范堆核电项目上已成功应用，并进行了人因工程验证，验证结果表明，本文提供的后备盘数字化方法可以解决模拟后备盘的问题、模拟技术向数字化转化时带来的问题以及人员任务需求，提升了核电厂的经济性和可维护性，也可指导后续核电厂后备盘数字化转型设计。

  2025年01期 v.45;No.191 61-67页 [查看摘要][在线阅读][下载 921K]
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• 核电厂仪控设备老化管理标准体系研究

  王占元;孙娜;宿俊海;

  随着核电厂运行时间增加，任何一个国家核电机组的长期安全稳定运行，都离不开机组延寿和设备老化管理。从核电厂仪控设备性能检测和老化管理标准出发，系统梳理国外相关标准文献体系，对国内相关标准进行了系统性研究，通过比对分析目前国内仪控设备老化管理标准体系中的不足，提出优化建议，为完善中国先进压水堆核电标准体系提供参考。

  2025年01期 v.45;No.191 68-74页 [查看摘要][在线阅读][下载 1364K]
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• 核电厂立式圆柱储罐动态特性分析方法研究

  沈睿;陈孟;陶宏新;黄庆;

  基于HOUSNER理论和流固耦合相互作用理论对大型立式圆柱储罐的动态特性展开研究。采用ANSYS有限元软件Fluid80单元建立流固耦合有限元模型，并采用Reduced法进行模态分析，对典型低矮型和细高型锚固储罐在1/4、1/2、3/4和设计装液量H下的动态特性进行研究，并对两种模型得出的液面第一阶晃动频率和储罐系统第一阶主振形频率进行对比分析。通过对比基于HOUSNER理论的模型和流固耦合模型的计算结果，对HOUSNER理论公式进行修正，计算结果表明，本文提出的基于HOUSNER理论的修正模型与流固耦合模型计算结果更加接近，本文提出的HOUSENER理论修正模型所预测的储罐第一阶主振形频率最大误差比HOUSENER理论模型降低7.41%,改进了HOUSNER理论公式的不保守性，为核电厂大型储罐的抗震设计提供参考。

  2025年01期 v.45;No.191 75-82页 [查看摘要][在线阅读][下载 1409K]
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• 核电厂热释光剂量计监测方法的优化改进与应用

  侯炳君;赵喜寰;赵鸿翮;黄蓉;

  个人剂量监测和管理在核电厂中是极为重要的工作之一，是辐射防护管理和职业健康监护的重要组成部分。随着监测精度的提升及考核评比条件的进一步严格，保障监测质量的关键为剂量系统须具备高精度鉴别能力。为了保障个人剂量实验室的监测质量，以某型号热释光剂量计为例，通过改进增加了鉴别功能，优化了剂量计算方法，开展了实验验证。结果表明该优化改进方法提升了核电厂剂量监测的工作效率和测量准确性，在行业中具有一定的应用和推广前景。

  2025年01期 v.45;No.191 83-89页 [查看摘要][在线阅读][下载 822K]
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• 基于Modelica的核电厂自动建模探索研究

  张立群;

  结合核电仿真设计最新进展，探索研究了基于Modelica的核电厂自动建模仿真技术，开展了基于Modelica的核电厂多专业模型架构分析，建立了从底层的基础专业级组件到顶层的全厂模型的层次化架构，同时对核电厂仪控、工艺和电气专业模型间的耦合关系进行多层次模型间的接口设计。通过设计基于Modelica的核电厂自动建模数据映射关系，开发了核电厂自动建模软件并进行Modelica建模仿真，论证了基于Modelica的核电厂自动建模的可行性。研究表明，基于Modelica的核电厂自动建模技术，继承了Modelica模型的层次分明的优点，大大提升了建模自动化水平，可以准确还原各专业设计信息，自动建立跨专业耦合接口和自顶向下的层级接口关系，能够正确地进行跨图纸、跨系统或跨专业间的数据交换及仿真计算，仿真结果符合系统及设备的运行规律。

  2025年01期 v.45;No.191 90-97页 [查看摘要][在线阅读][下载 1079K]
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• 核电厂辅助系统水力冲洗外来物效果评估方法研究

  沈云海;周为;段永强;邓丰;叶水祥;

  为防止在辅助系统管路中存在的外来物在运行过程中进入反应堆一回路系统影响机组运行安全，需要对反应堆冷却剂系统连接的辅助系统管路进行水力冲洗。为评估实施的水力冲洗效果，开展了复杂管路系统水力冲洗外来物效果评估方法研究。对冲洗效果的影响因素进行了详细分析，对水力冲洗中外来物的受力情况进行了分析，由此确定了复杂管道中典型管道的选取原则，建立了水力冲洗中外来物的受力模型；确定了外来物的临界尺寸计算方法。并针对低压安注系统的冲洗工艺，对不同类型外来物的临界尺寸进行了分析计算。研究方法可对冲洗效果进行评估，也可为水力冲洗策略的制定提供技术支撑。

  2025年01期 v.45;No.191 98-105页 [查看摘要][在线阅读][下载 1015K]
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• 核电装备密封技术研究进展

  李靖威;王娅琦;童光明;王晨;

  “双碳”目标及环境友好型发展模式的提出推动了包含核能在内的新能源行业高速发展。相对于传统密封而言，核电领域所涉及的高温、高压、高辐照恶劣工况及其高安全性需求，对核电装备密封技术与材料提出了极大挑战。针对核电装备中的密封技术，重点介绍了核主泵密封，垫圈密封以及贯穿件密封的发展现状及存在问题。密封材料决定了密封组件的应用“上限”,密封材料涉及金属材料、无机非金属材料以及聚合物材料。密封运行状态监测对密封组件可靠性以及结构优化起到至关重要的作用，通过大量运行数据积累，核电密封故障预测及诊断将成为可能。同时，还分析了现存核电密封技术的发展“瓶颈”,加工工艺及诊断手段均制约着当前发展。基于现有研究基础，预测了未来核电密封领域的发展方向。

  2025年01期 v.45;No.191 106-113页 [查看摘要][在线阅读][下载 922K]
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• 核电厂主泵飞轮在役检查周期延长研究

  沈云海;段永强;叶水祥;吴广皓;张敏杰;

  国内绝大部分二代核电厂在役检查大纲规定每十年对主泵飞轮执行超声波射线检查，该规定一方面可能因频繁拆卸和重装飞轮引起主泵飞轮损伤，影响其可靠性；另一方面检查工作可能处于大修的关键路径，影响大修工期。因此十分有必要开展核电厂主泵飞轮检查周期延长的研究。介绍了风险指引型周期延长技术，在工程分析要素分析中首先论述了核电厂主泵飞轮检查周期延长对主泵飞轮完整性的影响评价方法，其次研究了主泵飞轮检查周期延长的风险评价方法，最后以延长A核电机组主泵飞轮检查周期为例开展应用研究。研究结果表明，二代核电厂主泵飞轮检查周期延长至20年执行是可合理可行的，对其他核电厂主泵飞轮检查周期延长具有重要借鉴意义。

  2025年01期 v.45;No.191 114-119页 [查看摘要][在线阅读][下载 1203K]
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核安全

• 基于萤火虫算法优化BP神经网络的核电厂故障参数预测

  刘涛;谢金森;邓年彪;陈鹏宇;吴智强;张二品;于涛;

  随着核电厂向数字化和智能化转型，利用神经网络对瞬态参数进行预测，辅助操作人员处理事故成为可能。针对基于梯度下降的BP神经网络在预测核电厂瞬态参数时可能陷入局部最优的问题，提出了一种结合萤火虫算法(Firefly Algorithm, FA)优化的BP神经网络(FA-BP神经网络)。使用PCTRAN仿真软件生成的数据，比较了FA-BP神经网络与传统BP网络在预测性能上的差异，并应用FA-BP神经网络进行故障诊断。研究结果表明，FA-BP神经网络在训练效率和预测精度方面均显著优于传统BP网络，并在故障诊断中展现出高准确率。实验表明FA-BP模型能够支持核电厂操作人员在事故中更有效地管理机组状态，增强核电安全性。

  2025年01期 v.45;No.191 120-130页 [查看摘要][在线阅读][下载 1493K]
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• 核电厂给水前置泵机械密封失效分析与优化研究

  王秀超;方奇术;修振野;乔彦龙;刘亚飞;鞠勋斋;

  某核电厂给水前置泵机械密封经历短时间运行后发生泄漏失效，Plan23系统循环流量小，运行过程中密封腔内热量易积聚是给水前置泵机械密封发生泄漏失效的主要原因，提出了冷却流场改造、加大泵送能力、变更密封面结构以及优化动静环结构等优化方案，并对方案有限元模拟与计算研究，其中在密封面端面开设组合槽，使端面接触比压和摩擦系数得以降低，摩擦温升降低且分布更为均匀，使密封整体可靠性和使用寿命提高和延长。结果表明，结构优化后机械密封具有更高的安全性和可靠性，为机械密封的最终结构设计优化奠定基础。

  2025年01期 v.45;No.191 131-137页 [查看摘要][在线阅读][下载 1675K]
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• 单钢板混凝土安全壳内压作用下裂缝分析与安全性评估

  王友刚;毕正超;杜国栋;苏权巍;李保木;韦锋;

  内侧单钢板混凝土安全壳是我国某堆型核电厂拟采用的一种新型安全壳结构。在极端情况下安全壳保持完整性与密闭性是确保核电厂不发生核泄漏的关键，因此安全壳在超设计基准范畴事故工况内压作用下的裂缝分析和安全性评估对保障某堆型核电厂的安全运营具有重要意义。在考虑混凝土开裂非线性的基础上，利用ANSYS软件的二次开发功能，开发了一套适用于该类安全壳的混凝土裂缝计算和安全性评估方法，完成了安全壳在内压作用下的裂缝宽度计算和安全性评估。分析结果表明，在设计内压下，安全壳混凝土未开裂，可满足其功能性及安全性要求；在2.5倍设计内压下，安全壳大部分混凝土开裂，但内侧钢板仍处于弹性状态，安全壳未出现功能性失效。

  2025年01期 v.45;No.191 138-147页 [查看摘要][在线阅读][下载 1525K]
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• EPR机组影响大修工期关键事故优化研究

  刘云;韩霜;赖力;李永宁;

  台山核电厂EPR机组大修工期显著长于设计预期，与其他三代压水堆机组也存在差距。对比不同堆型的设计差异可知，EPR机组开展了全范围事故分析，并对单一故障准则、预防性维修和丧失厂外电源都采取了偏严格的假设，这导致运行技术规范管理要求过严，限制了机组大修安排。对EPR机组FSAR中的事故分析进行梳理，识别对大修工期有显著影响的运行工况与始发事件，通过与其他主要压水堆电厂的对比以及对确定论安全分析方法与原则的研究，提出了对停堆工况破口事故和乏燃料水池事故的优化建议。

  2025年01期 v.45;No.191 148-154页 [查看摘要][在线阅读][下载 779K]
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• 核电厂蒸汽高压调节阀流固耦合特性及疲劳机制研究

  王斌斌;王丹;

  蒸汽高压调节阀是控制核电厂汽轮机启停和功率变化的重要装置，其流固耦合特性对汽轮机系统的安全可靠运行具有重要影响。考虑阀开度的随机性建立了高压调节阀的流体动力学模型和阀杆-球头的结构接触模型，并基于计算流体力学(CFD)动网格技术和有限元方法对高压调节阀的流固耦合特性及其疲劳强度进行了数值分析。通过流体动力学分析发现高压调节阀的开度变化将直接引起管道及阀门内部显著的压力波动，产生漩涡脱落；波动压力载荷作用下结构接触模型动力学分析发现动态应力在高应力均值下上下交变，易引起螺纹齿面磨损并导致疲劳失效。研究表明，高压调节阀开度的随机性对结构疲劳具有重要影响，对高压调节阀的设计和改进具有借鉴意义。

  2025年01期 v.45;No.191 155-163页 [查看摘要][在线阅读][下载 1690K]
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后处理

• 乏燃料水池的非能动冷却系统及其高效热交换器的设计及应用

  张向南;李云屹;白博峰;韩旭;张斯亮;

  以建设核电领域的乏池冷却试验装置为契机，为探究非能动冷却系统的特性，设计并应用了非能动冷却系统以及其中的高效热交换器。蒸汽发生器选用紧凑度高、传热系数大、流动阻力小的板式传热元件，冷凝器选用质量轻、集成度高、耐腐蚀性好的扁管蛇形翅片传热元件。试验装置成功启动并能够稳定运行，通过试验研究证明非能动冷却系统以及其中的高效热交换器可满足乏池冷却的试验要求，为后续深入研究和推广应用提供了试验基础。

  2025年01期 v.45;No.191 164-169页 [查看摘要][在线阅读][下载 890K]
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• 乏燃料转运容器等效跌落分析方法及应用

  彭星铭;兰天宝;盛锋;李宁;

  核电厂乏燃料干法贮存系统转运容器厂内运输的跌落冲击动力学仿真分析非常耗时，不满足设计初期结构尺寸快速迭代优化的设计需求。通过研究目标硬度模型计算原理，获得等效跌落加速度理论计算方法，并将等效跌落加速度作为载荷输入，开展静力仿真分析，实现等效跌落分析。选取两组不同跌落参数，使用ANSYS/LS-DYNA建立全尺寸模型，开展跌落动力学仿真分析，提取跌落加速度时程曲线峰值加速度，与理论计算结果基本一致，验证其可靠性。采用该方法对转运容器局部结构开展等效跌落分析和优化，初步确定其重要尺寸参数，指导结构设计。

  2025年01期 v.45;No.191 170-175页 [查看摘要][在线阅读][下载 1021K]
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放射性废物处理处置

• 低中水平放射性废液水泥固化材料研究进展

  刘新凤;李春光;刘龙成;姚志猛;刘振中;张生栋;

  核电的快速发展导致大量放射性废物产生，运行期间以低中水平放射性废液为主，对其进行经济高效固化是确保核电安全的关键。水泥固化成本低廉、工艺简单，已成为国内外公认应用最广泛的中低放废液固化方法。综述了水泥固化方法的理论基础，探讨了核素稳定固化机制，对比了硅酸盐水泥、铝酸盐水泥、硫铝酸盐水泥和碱激发水泥4种水泥在处理放射性废液方面的优缺点，并分析了添加剂对水泥固化过程的影响。综合研究表明，开发新型水泥品种和添加剂是提升水泥固化方法经济性和高效性的主要途径，为核电低中放废液水泥固化技术的发展指明了方向。

  2025年01期 v.45;No.191 176-184页 [查看摘要][在线阅读][下载 844K]
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• 用于高放射性废物处理陶瓷固化体的研究进展

  卫紫君;孙世宽;司卫征;张立殷;唐健豪;曾俊焘;黄语嘉;

  陶瓷固化体具有良好的耐久性，其稳定性对于高放射性废物中一些特定的锕系元素具有独特的优势。从材料学的角度，介绍了陶瓷固化高放射性废物的机理，综述了陶瓷固化体近年来的研究进展。重点研究方向包括：以提高高放射废物负载量为目标，研究陶瓷固化体对核素的承载能力；最大化陶瓷固化体的致密度，研究陶瓷的致密化机理；研究陶瓷在抗辐射和化学稳定性，提供陶瓷固化体安全评价方法。最后，对陶瓷固化体今后的研究发展方向做了展望。

  2025年01期 v.45;No.191 185-194页 [查看摘要][在线阅读][下载 1098K]
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• 《核科学与工程》征稿简则

  <正>《核科学与工程》是由中国科学技术协会主管,中国核学会主办的原子能技术类核心期刊,本刊已纳入中文科技期刊要目总览(2023版)、中国科技核心期刊、中国科学引文数据库(CSCD)来源期刊核心库,被多家国内外著名检索系统收录。自1981年创刊以来,始终秉承传播核领域最新成果、促进核科学与工程研究成果交流的办刊宗旨,服务核领域内专家和科研人员。期刊收录核科学技术与工程类具有创造性科研成果文章,主要栏目设置:核反应堆工程与物理、核聚变、核安全、核化学等核科学与工程相关栏目。

  2025年01期 v.45;No.191 196页 [查看摘要][在线阅读][下载 557K]
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