核反应堆物理

  • 中国实验快堆超功率瞬态分析研究

    李政昕;张熙司;师泰;

    在核电厂的安全分析中,系统程序能够对多种事故瞬态进行瞬态分析。随着我国快堆技术的发展,在快堆系统程序的开发和应用等方面也做了一些工作。本文运用法国原子能委员开发的快堆系统分析程序DYN4G建立了中国实验快堆(CEFR)的系统模型,包括堆芯、一回路、二回路、汽水回路和事故余热排出系统,并计算了满功率下的稳态,与设计值进行了比对,同时完成了超功率事故的瞬态分析,并与《CEFR最终安全分析报告》中的计算进行了对比验证。计算结果表明程序能较好的模拟CEFR的稳态和超功率情况,为进一步开展CEFR的安全研究及钠冷快堆的安全分析打下了基础。

    2019年02期 v.39;No.156 173-178页 [查看摘要][在线阅读][下载 651K]
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  • 蒸汽管内运动水团对管端结构瞬态冲击研究综述

    侯庆志;李顺达;林磊;Arris Tijsseling;

    高压蒸汽作用下,核电站管道系统中因蒸汽凝结形成的水团可以对系统中的非连续部位造成强烈的冲击,使之产生破坏。自该问题提出以来,物理模型和实验研究相对丰富,然而,不论对于水团在管内的运动还是在管道非连续部位的冲击,普适的数学模型还不存在。虽然获得的实验数据已被集成于电站管道系统的设计过程,但当前的软件和模型依然无法充分模拟该复杂的气液混流与高速冲击问题。本文综述了该问题的实验研究和数学模型,通过比较指出了其中的不足之处,并提出了展望。

    2019年02期 v.39;No.156 179-188页 [查看摘要][在线阅读][下载 829K]
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  • 中子脉冲监测中裂变偶探测器的伽马补偿方法

    鲁艺;李兵;梁文峰;

    针对脉冲中子场伽马射线在裂变偶中引起的温升效应,建立了基于ANSYS的伽马补偿裂变偶仿真模型,计算了裂变珠以及补偿材料珠中的伽马沉积能量,分析了铋、钛、康铜等几种金属材料对裂变珠内伽马吸收所致温升补偿结果的影响。结果表明,采用φ1 mm铋珠、φ1 mm钛珠以及φ1 mm康铜珠作为补偿珠,通过与裂变铀珠反向串接,可以消除裂变珠内98%的伽马能量沉积所引起的温升,从而得到仅仅对入射中子灵敏的裂变偶探测器。

    2019年02期 v.39;No.156 189-197页 [查看摘要][在线阅读][下载 1123K]
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  • 热管式空间快堆精细化燃耗计算分析

    王立鹏;江新标;张信一;朱养妮;吴宏春;

    裂变气体产物的积累会造成燃料元件失效,本文主要利用蒙特卡罗燃耗计算程序RMC对热管式空间快堆UN燃料精细化燃耗和放射性核素的产生进行了计算,研究了空间堆的精细燃耗分布以及UN燃料中裂变气体(主要是Xe和Kr)的积累随运行时间的变化规律。结果表明:百千瓦热管式锂冷空间堆过剩反应性满足7年不换料要求,寿期末的燃料与包壳之间的压强不足以造成燃料元件的破损,整个寿期空间堆燃料处于安全可靠的状态。

    2019年02期 v.39;No.156 198-204页 [查看摘要][在线阅读][下载 1444K]
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核反应堆工程

  • 燃耗信任制中可燃毒物对乏燃料反应性的影响分析

    朱文辉;张骞;陈志宏;

    以压水堆(PWR)常用的可燃毒物棒(BPRs)为研究对象,定性分析了组件燃耗过程中不同类型的BPRs对燃料组件反应性的影响,为基于燃耗信任制的乏燃料贮存系统临界安全分析保守参数的选取提供参考。分析表明,在组件燃耗过程中含有BPRs时,忽略含钆毒物可使临界分析结果保守,而必须考虑涂硼燃料元件(IFBA)、湿式环状可燃毒物棒(WABA)、硼玻璃可燃毒物棒(PYREX)等对乏燃料反应性的影响。

    2019年02期 v.39;No.156 205-209页 [查看摘要][在线阅读][下载 672K]
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  • 汽水分离再热器多目标优化研究

    李贵敬;肖宇鹏;

    汽水分离再热器在核电系统中属于大型设备,其重量、体积较大。同时,汽水分离再热器对核电系统整体热经济性具有较大影响,因此汽水分离再热器也是核电系统中的重要设备。众所周知,为了降低核电的初投资成本,提高核电系统在电力市场中的竞争力,有必要对核电系统中的大型设备进行优化设计研究。寻找可使汽水分离再热器重量、体积得以降低的设计方案。本文根据汽水分离再热器的物理过程,建立了可靠的数学模型,并利用C#语言编写了相应的评价程序。结合优化程序模块,实现了对汽水分离再热器运行及结构参数的多目标优化实例研究,其优化目标是在保证功能性的前提下,降低汽水分离再热器的重量、减小其体积。优化结果给出了汽水分离再热器多目标最优决策方案,方案显示,在满足所给定的结构及性能约束的条件下,经优化,汽水分离再热器的净重量减轻约3.4%,体积减小约4.9%,优化效果显著。通过对汽水分离再热器进行参数分析,一方面定性验证了设备模型的正确性和可用性,另一方面对于最优决策方案的合理性在一定程度上也给出了依据。结果可为核动力装置小型化优化研究提供理论参考和优化方向。

    2019年02期 v.39;No.156 210-215页 [查看摘要][在线阅读][下载 698K]
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  • 基于FLUENT的非能动余热排出热交换器瞬态传热特性及水箱内热工流体行为分析

    贾斌;李爱娟;史强;高新力;庄少欣;

    非能动余热排出系统对于非能动核电厂而言是非常重要的安全系统。本文基于非能动核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析结果,应用Fluent程序对事故下非能动余热排出热交换器瞬态特性进行了模拟计算,以了解在此事故中热交换器的传热特性以及水箱内具体的热工流体行为。结果表明,水箱热分层现象是不断从传热管上部水平段的起始处和与竖直段连接的弯头处产生新的高温区,最终到达趋于稳定的热分层状态;水箱内自然循环现象是漩涡在C型管束的内外侧不断产生、发展、变化,最终整个水箱内部的自然循环趋于稳定;传热管热流密度变化趋势是在前期急剧下降,从管束外围向中心,传热管的热流密度在减小,后期是处在中心位置传热管的热流密度要大于外围,最终每根传热管的热流密度趋于平稳。

    2019年02期 v.39;No.156 216-223页 [查看摘要][在线阅读][下载 2159K]
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  • 超临界压力下管内流动摩擦因子计算公式研究

    陈圆圆;方贤德;

    超临界压力下管内流动摩擦压降的确定对各类超临界设备的设计、分析和仿真具有重要意义。目前已经涌现出众多计算公式,其预测效果需要评估,以方便实际选用。本文收集了超临界流体摩擦因子的计算公式和实验数据,其中绝热条件下公式6个及数据820组,非绝热条件下公式11个及数据459组,利用实验数据对公式进行了评价。结果发现,对于绝热数据表现最好的公式平均绝对误差为20.4%,对于非绝热数据表现最好的公式平均绝对误差为17.4%,说明对绝热数据的预测有待改进。同时针对每种工质确定了最佳计算公式,为实际应用中选用公式提供指导。

    2019年02期 v.39;No.156 224-231页 [查看摘要][在线阅读][下载 749K]
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核聚变

  • 基于响应模块逆向优化的中子能谱调控方法研究

    甘佺;孙光耀;郝丽娟;宋婧;龙鹏程;王芳;吴宜灿;

    中子能谱是核能系统中的关键参数之一,直接影响系统的安全运行与经济性能。在中子学实验和部分核技术应用领域中,通常采用不同的材料模块来得到特定的中子能谱。但是,传统的方法基于人工经验对材料模块进行反复迭代设计,需要大量的计算资源和人力成本,且很难精准复现出所需能谱。本文发展一种基于响应模块逆向优化的中子能谱调控方法,该方法设计了标准化尺寸的响应模块,通过预计算对每个模块进行矩阵标定,创新地提出了一种基于离散响应矩阵的输出能谱快速计算方法,能够得到响应模块任意排列组合的输出能谱,结合智能优化算法,快速构建出能够复现指定能谱的中子调控方案。基于该方法,程序自动构建出了国际热核实验堆(ITER)活化实验能谱,与人工调控方案输出能谱相比,本文方法输出能谱更为准确的复现了目标能谱,其最大偏差降低一个量级。

    2019年02期 v.39;No.156 232-238页 [查看摘要][在线阅读][下载 953K]
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  • 中国氦冷固态增殖剂实验包层系统氚输运初步分析

    魏世平;孟孜;王海霞;陈德鸿;FDS凤麟核能团队;

    氚输运分析是开展中国氦冷固态增殖剂实验包层系统安全分析及未来聚变堆氚自持运行的重要研究内容之一。基于氚输运理论和固态增殖剂包层系统设计,利用FDS凤麟核能团队开发的聚变系统氚分析程序TAS,构建了固态增殖剂包层系统氚输运分析系统动力学模型。该模型氚输运结果与文献报道的吻合得很好,误差小于6%,验证了模型的正确性。针对中国氦冷固态增殖剂实验包层系统氚输运问题进行了两种计算方法(稳态、脉冲模式)的初步分析,获得了氚提取系统、氦气冷却系统回路氚分压,实验包层模块冷却流道、窗口室内氚提取系统和氦气冷却系统回路材料中氚滞留量,窗口室内氚提取系统和氦气冷却系统回路氚日渗透量等数据。最终对比结果显示,脉冲模式分析方法能够实时地跟踪源项的快速变化,更符合中国氦冷固态增殖剂实验包层系统实际运行情况。窗口室内氦气冷却系统回路材料中氚滞留量占到日产氚量的31.3%,因此需要在这些氚滞留损失严重的部位考虑适当的阻氚措施。

    2019年02期 v.39;No.156 239-245页 [查看摘要][在线阅读][下载 705K]
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  • 中国双功能铅锂实验包层系统In-box LOCA事故瞬态压力传播特征分析

    陈林;张世超;孟孜;FDS凤麟核能团队;

    中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采用RELAP5/MOD4.0软件对DFLL包层系统进行建模,开展了破口事故下的系统瞬态压力传播分析,对破口位置、面积、爆破阀起爆压力等重要参数进行敏感性分析。分析表明:不同位置破口事故下,包层压力入口最高可达16.68 MPa,包层出口处最高可达13.92 MPa;单根与10根传热管破裂事故,包层出入口压力分别增加0.97 MPa、1.68 MPa;为降低包层内部的压力峰值,可在包层模块进出口管道设置体积不小于1.2×10~(-2) m~3稳压装置。通过将铅锂辅助系统的关键部件布置在稳压装置附近,可有效保护其不超出其压力限值。

    2019年02期 v.39;No.156 246-252页 [查看摘要][在线阅读][下载 1093K]
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核安全

  • 舰船核动力安全目标及其量化技术研究

    张永发;丁浩;赵新文;蔡琦;洪力阳;

    在梳理民用核电安全目标内涵及层次结构基础上,深入分析舰船核动力特点、人员与舰船核动力关系、人员安全需求及危险源防范等安全特性。吸收借鉴国际原子能机构和美国核管会经验,对舰船核动力初步安全目标体系进行了修订完善,提出了定性安全要求,合并了原体系中不同环境条件的分类目标要求,在堆芯损坏和主动力丧失基础上增设了动力事故导致的居住性丧失新指标。最后,对定量目标的量化原则、方法进行了分析,并从设计和安全评价两个方面评估了新目标体系可能产生的影响。

    2019年02期 v.39;No.156 253-259页 [查看摘要][在线阅读][下载 606K]
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  • 贫化铀用于舰艇核动力装置辐射防护的屏蔽性能分析

    宋英明;张宇;卢川;谭磊;王浩然;陈心润;

    贫化铀的合理利用和安全处置是国际核工程界长期存在的难题,用作舰艇核动力装置的一次屏蔽结构材料是贫化铀利用的一条途径。文章对贫化铀材料主要是DU混凝土作为辐射防护材料的物理、化学、力学、屏蔽等方面性能进行了调研综述,结合舰艇核动力装置对辐射防护的具体要求,针对舰艇反应堆四层三维屏蔽结构简化模型,利用蒙特卡罗方法模拟计算了贫化铀材料对中子、γ射线的屏蔽性能,通过与铅、钨、铸钢等材料进行对比分析,初步说明了贫化铀或贫化铀混合物用于舰艇核动力装置辐射防护材料的可行性。

    2019年02期 v.39;No.156 260-266页 [查看摘要][在线阅读][下载 734K]
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  • “华龙一号”SGTR事故源项分析方法研究

    陶俊;宿健;谢小飞;梁潇;刘建昌;

    在充分借鉴已有的工程实践和安全审评经验、参考核电发达国家成熟的分析方法和最新研究成果,并考虑"华龙一号"核电厂实际设计特点及事故应对策略的基础上,提出一套基于事故并发碘尖峰模型的蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析方法,并采用该方法分析了"华龙一号"核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故源项。分析结果表明,采用该方法计算得到的事故源项,其放射性后果满足GB 6249(2011)规定的事故放射性后果接受准则。该方法与国标对三类事故放射性后果接受准则是相配套的,并避免了蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析采用与其他事故源项分析均不同的重要输入参数。该方法可用于"华龙一号"其他三类事故源项分析,同时为国内设计基准事故源项分析相关导则、法规的实施提供参考。

    2019年02期 v.39;No.156 267-273页 [查看摘要][在线阅读][下载 710K]
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  • HTR-PM进气事故氧化分析

    徐伟;李云龙;石磊;

    对球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)而言,进气事故是高温气冷堆事故分析中重点关注的类型之一。在HTR-PM进气事故中,热气导管双端断裂(DEGB)事故尽管发生概率极低,由于其严重的事故后果仍引起了研究者的大量关注。针对HTR-PM热气导管双端断裂事故,本文利用高温气冷堆专用系统分析程序TINTE-TIIXUW,详细分析了稳定自然循环建立后堆芯及底反射层的氧化情况。结果表明,在保守假设条件下,事故后144 h,燃料最高温度不会超过设计限值,燃料包覆颗粒不会发生裸露,底反射层也不会因氧化发生失效。

    2019年02期 v.39;No.156 274-281页 [查看摘要][在线阅读][下载 1545K]
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  • CAP1000氢气缓解的设计分析和研究

    史国宝;黄高峰;陆天庭;

    在严重事故下,堆芯燃料棒锆包壳与水蒸气反应产生大量氢气。如果发生压力容器失效,堆芯熔融物与混凝土相互作用,将产生额外的氢气以及一氧化碳等可燃气体。氢气释放到安全壳,达到一定浓度后可能发生燃烧、爆燃甚至爆炸,可能危及安全壳的完整性。本文梳理CAP1000氢气缓解措施设计现状,从序列分析和概率论角度探讨了缓解措施的有效性和可靠性,探索了可能的改进措施并进行效果分析,这些分析和研究有助于对氢气风险的全面理解。

    2019年02期 v.39;No.156 282-288页 [查看摘要][在线阅读][下载 877K]
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核电厂

  • 超临界二氧化碳动力循环在钠冷快堆中的应用综述

    王绩德;冯岩;韩东江;

    超临界二氧化碳循环系统在气冷快堆、铅冷快堆、钠冷快堆中极具应用前景。综述了应用于钠冷快堆的超临界二氧化碳动力循环系统及其样机关键部件研究现状和有关进展,结合钠冷快堆的热源特征,分别就典型超临界二氧化碳动力循环结构、印刷电路板式换热器换热特征系数、不同功率等级S-CO_2压缩机与透平类型选择以及轴承与密封关键特征进行了总结与分析,分析结果为后续开展适用于钠冷快堆的S-CO_2布雷顿循环设计及样机开发提供可借鉴的参考与依据。

    2019年02期 v.39;No.156 289-297页 [查看摘要][在线阅读][下载 2481K]
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  • CAP1400安全壳内辐射场计算

    郑征;周岩;李瑞;

    采用蒙特卡罗(MC)方法直接计算深穿透屏蔽问题并在合理的时间内得到可信的结果是非常困难的。基于离散纵标(SN)的减方差方法采用源偏倚和权窗技巧能够有效降低MC方法计算深穿透问题的计数误差。为了一次计算同时优化不同位置的计数,本文研究了基于SN的全局减方差方法,在CAP1400安全壳内辐射场分布计算中进行了应用。数值结果表明,该方法取得了良好的全局减方差效果,可用于复杂几何深穿透问题。

    2019年02期 v.39;No.156 298-302页 [查看摘要][在线阅读][下载 851K]
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核技术

  • 华龙一号设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法

    胡凌生;卢放;陶俊;万砺珂;汪景新;陈石;赵鑫樾;谢小龙;

    本文研究国内外大量法规标准和安全审查要求,结合以往工程经验和示范工程经验,提出了华龙一号(HPR1000)设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法。研究结果表明,HPR1000可通过PSA方法筛选出一套初步的设计扩展工况清单,在此基础上,参照法规标准所列的设计扩展工况清单及以往同类工程项目确定的设计扩展工况清单,再结合确定论分析方法进行工程判断,进行合并和补充可得到最终的设计扩展工况清单。该方法满足《核动力厂设计安全规定》(HAF102—2016)的最新要求。本研究结果可以为后续HPR1000或其他同类核电厂提供参考。

    2019年02期 v.39;No.156 303-308页 [查看摘要][在线阅读][下载 648K]
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  • 压水反应堆稳态热工设计程序开发

    张红军;

    核反应堆稳态热工设计是反应堆堆芯设计的基础,是确保反应堆安全稳定运行的重要保障。为探索反应堆稳态热工设计的设计过程,验证所选取的计算模型和计算公式是否满足要求,本文在给定设计准则和已知参考堆部分参数的条件下,采取开发一个压水反应堆稳态热工设计程序的方式,计算出多种工况下堆芯的运行参数并开展分析,以进行相关验证。经过对计算结果进行分析,表明该程序所计算出的各参数基本符合实际情况,并满足热工设计准则,说明该程序的计算过程基本上是正确的,可以用来做反应堆稳态热工设计。同时,也证明了本文采用的计算模型、设计准则、计算过程公式、程序设计流程等是可行的,可为其他反应堆稳态热工设计及程序开发提供参考。

    2019年02期 v.39;No.156 309-314页 [查看摘要][在线阅读][下载 653K]
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  • AP1000燃料组件锆屑产生原因及处理措施探讨

    温国义;韩超;

    根据AP1000燃料组件结构特点,分析认为燃料组件中锆屑(锆细丝及锆屑积瘤)产生的原因是燃料棒在拉棒过程中,燃料棒与格架中的格架弹簧、刚凸相互挤压刮擦燃料棒产生的。锆细丝或锆屑积瘤如果在燃料组件入堆前无法清除干净,这些锆细丝或锆屑积瘤存留在燃料组件上,燃料组件在堆内运行过程中,由于冷却剂的高速横流使燃料棒过分振动可能造成锆屑磨蚀燃料棒,导致燃料棒破损。针对燃料棒拉棒产生的锆屑,调研了国内外减少拉棒过程中锆屑的产生和处理措施,提出了解决方案建议。

    2019年02期 v.39;No.156 315-320页 [查看摘要][在线阅读][下载 1871K]
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  • 三维中子动力学程序cosKIND针对核电厂仿真应用的典型基准题验证

    姚安宁;王苏;林萌;李延凯;王旭;

    重大专项"CAP1400全范围模拟机自主化核心技术研究"课题需要自主开发应用于全范围实时仿真计算的物理程序,该程序需具有较高的精度和效率指标要求。为获取COSINE软件包中子动力学程序cosKIND仿真改造的定量依据,对基于节块展开法和全隐向后差分的两群六组时空中子动力学求解器进行二维TWIGL和三维LMW国际基准题测试。在测试过程中,针对基准题特点设计专门的程序测试接口,采用三维轴向全反射边界模型等效模拟二维堆芯问题,并采用逐网格线性截面变化近似模拟控制棒动作。测试结果显示,该求解器的计算结果与参考值相比整体偏小,求解器的计算精度基本满足仿真计算的需求,且计算精度随时间尺度和空间尺度的变化趋势基本合理;但是通过对黑盒测试结果的深入分析表明,该求解器和参考文献中的程序由于截面引入方式的问题,在时间步长较粗时可能导致较大的计算误差。该测试结果为后序基于cosKIND来进行开发优化的求解器提供了定量依据,也为后期cosKIND程序应用于全范围模拟机提出了改进建议。

    2019年02期 v.39;No.156 321-327页 [查看摘要][在线阅读][下载 661K]
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  • 组合法在核安全级数字化仪表控制系统设备鉴定中的应用

    范瑾;李亮;余俊辉;霍雨佳;

    IEEE 323和GB/T 12727都提出4种核安全级数字化仪表控制系统设备鉴定的方法,由于受到经济、时间以及有效模型等因素的限制,多采用组合法。组合法通过分析经鉴定并投入运行设备的鉴定标准、质量保证过程、产品类型、应用硬件配置、功能性能和鉴定试验,对同类设备进行适用性分析,以确定不符合技术规格书要求的测试项目,通过补充试验项目验证同类设备的性能。本文以某厂家民用核安全电气设备许可证范围变更为例,介绍组合法在设备鉴定过程中的应用。结果表明,该方法可减少设备鉴定试验项目,降低试验成本,优化核安全监管机构的监督管理流程,加快许可证范围变更项目进度。

    2019年02期 v.39;No.156 328-335页 [查看摘要][在线阅读][下载 821K]
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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(2017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

    2019年02期 v.39;No.156 338页 [查看摘要][在线阅读][下载 1367K]
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