核反应堆工程

  • 失去核岛B列48V直流电源叠加蒸汽发生器传热管小泄漏事故分析

    李洋龙;

    使用秦山第二核电厂CP600全范围模拟机对典型工况下失去B列48V直流电源叠加蒸汽发生器传热管小泄漏事故进行模拟,发现失去核岛B列48V直流电源对蒸汽发生器传热管小泄漏事故处理带来的影响是远远超出预期的。对产生的事故后果逐一分析,提出解决方案,并给出运行值在处理叠加事故时,应能够准确提炼多本事件导向事故规程关键路径的建议。

    2019年04期 v.39;No.158 497-502页 [查看摘要][在线阅读][下载 534K]
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  • CPR1000机组安全壳设备舱门密封性试验周期分析

    罗文博;吴震华;吴顺贵;陈海岳;刘高明;佟英奇;杨自军;叶水祥;

    CPR1000机组安全壳设备舱门密封性试验是为了验证安全壳设备舱门双密封圈的密封性能。RCC-G《核电站土建设计与建造规程》中规定该试验的要求是:"在每次关闭之后,以及至少约每两年一次,在停堆换料时进行"。电厂在每次大修中会多次开、关设备舱门,设备舱门双密封圈属于"非能动"设备,是否有必要每次关闭后都进行密封性试验。本文针对每个换料大修的仅存最后一次关闭设备舱门后执行安全壳设备舱门密封试验的可行性进行了详细的安全分析,并结合EDF及美国西屋核电机组的安全壳设备舱门密封性试验执行情况,对CPR1000机组安全壳设备舱门密封性试验周期给出合理的建议。

    2019年04期 v.39;No.158 503-510页 [查看摘要][在线阅读][下载 737K]
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  • 一体化核反应堆蒸汽发生器初步换热分析

    江嘉铭;黄淑龙;吴文杰;张国书;李然;刘义保;王有群;张凯;沈水法;

    基于美国Nu-Scale一体化核反应堆设计参数,对直管式、U型管式和螺旋管式三种蒸汽发生器进行了匹配设计,并采用N-S方程和流体换热方程对其换热回路进行分析,得到了有效换热参数,优化了蒸汽发生器结构,改善反应堆蒸汽发生器的换热能力。经分析,当反应堆功率相同且不变时,螺旋管式蒸汽发生器换热效率最大,在三种蒸汽发生器中具有最高的冷却水出口温度。此时,其冷却水压降较大,但符合换热设备设计要求。

    2019年04期 v.39;No.158 511-520页 [查看摘要][在线阅读][下载 2415K]
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  • EDMG在核电厂的应用与实践

    孙明军;黄高峰;刘瑛璞;

    大范围损伤缓解导则(EDMG)主要用于核电厂主控室功能丧失或者失去所有电源事故的极端工况,采用场内移动设施和场外应急救援资源来执行应急缓解行动。本文论述了红沿河核电厂基于NEI一系列导则实施EDMG的过程,首先选取失去所有电源(SBO)情况下最有可能的工况:SBO+15t/h轴封破口+辅助给水系统(ASG)可用+事故后半小时大气释放阀(GCT-a)全开工况进行分析计算,为EDMG缓解措施提供数据支持。进而,确定了EDMG缓解策略,形成了SOP-SAMG-EDMG完善的核电厂应急管理体系。

    2019年04期 v.39;No.158 521-526页 [查看摘要][在线阅读][下载 1734K]
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反应堆物理

  • 弱源反应堆系统中子随机涨落不确定度分析

    刘建军;朱家彩;王瑞利;傅学东;任键;

    快中子反应堆(快堆)与热中子反应堆(热堆)一代中子时间存在较大差别,因此,两者在弱(中子)源条件下的反应堆启动以及中子增殖过程中随机性涨落的不确定度相差较大。本文从系统中子概率分布函数所满足的微分方程出发,对k=常数系统中子随机涨落不确定度进行了理论分析,解释了快堆的安全风险性要大于热堆的物理原因。

    2019年04期 v.39;No.158 527-531页 [查看摘要][在线阅读][下载 132K]
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  • 截止阀阀杆断裂失效分析

    毛雄忠;祝刚;尹亮;

    某核电厂发生了SEC泵连续排气管线上的截止阀阀杆断裂,阀芯掉落导致连续排气管线堵塞。为了防止类似事件重复发生,对断裂的阀杆分别进行化学成分分析、宏观检查、金相检验等进行失效原因分析,并提出了后续改进意见。提高了设备可靠性,对同类机组的阀门设计制造具有参考意义。

    2019年04期 v.39;No.158 532-538页 [查看摘要][在线阅读][下载 6366K]
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  • CAP1400核电站SC结构整圈模块吊装工装研究

    王建国;马富巧;张吉斌;赵宇;

    CAP1400核电技术是在引进的AP1000三代核电技术基础上消化吸收、再创新研究开发出具有自主知识产权的第三代核电机组[1]。国内首次建造的大型先进压水堆CAP1400核电站SC结构采用分层构造,每层结构存在着差异。SC结构现场安装采用分层分块就位工艺无法满足现场进度及质量需求。采用模块化施工工艺[2,3],在地面拼装成组合/整圈模块,借助大型起重机连接相应的吊装工装实现各组合模块的高空就位。通过理论分析和模拟试验相结合的方式对SC结构8~17层整圈模块的吊装施工方法进行论证分析,引入有限元对SC结构整圈模块吊装工装进行设计和分析[4],确定吊装工装合理结构和吊点选择,保证SC结构吊装施工有效实施。

    2019年04期 v.39;No.158 539-548页 [查看摘要][在线阅读][下载 3557K]
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核聚变

  • 基于谱型特征识别的反应堆宽能域中子能谱在线测量方法研究

    曹承龙;龙鹏程;甘佺;李桃生;胡丽琴;王芳;吴宜灿;

    中子能谱在反应堆设计和物理分析中具有重要意义,目前缺少精准且高效的反应堆宽能域中子能谱(宽能谱)在线测量方法。本文提出了一种基于谱型特征识别技术的反应堆宽能谱在线测量方法,该方法组合了几种不同阈值的在线探测器,并通过能谱大数据,挖掘出符合反应堆谱型的探测器计数比值和特征峰位的对应关系,定位预置谱参数,并结合反应堆能谱物理特征,自动实现宽能谱的双粒度计算。将方法应用于热中子反应堆TRIGA的中子能谱在线测量,结果表明本文解谱方法相比传统"少道解谱"方法更为精准,平均相对偏差减少了45.45%。

    2019年04期 v.39;No.158 549-555页 [查看摘要][在线阅读][下载 1122K]
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  • 基于多维响应矩阵的中子能谱逆向调控方法及应用

    孙光耀;甘佺;郝丽娟;宋婧;龙鹏程;吴宜灿;FDS凤麟团队;

    中子能谱是影响核能系统安全性和经济性的重要参数,先进核能系统种类繁多,能谱差异大,准确的调控出先进核能系统的能谱对其发展有重要意义。本文利用基于响应矩阵的中子能谱逆向调控方法,以14MeV单能的聚变中子源为例,调控出聚变堆氚增殖包层、聚变裂变混合堆次临界包层、铅基快堆堆芯处的中子能谱,调控得到的中子能谱与目标能谱吻合较好,其中聚变堆氚增殖包层处的中子能谱与FNG上Mockup实验能谱比较,归一化能谱均方差降低了66%。对比结果表明本文方法能够实现多种类型先进核能系统中子能谱的精准调控。

    2019年04期 v.39;No.158 556-561页 [查看摘要][在线阅读][下载 688K]
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快堆

  • CEFR蒸汽发生器化学清洗配方的优化

    田珏;王辉;杨明馨;

    中国实验快堆(CEFR)长期运行过程中,蒸汽发生器传热管水侧的腐蚀是影响设备传热性能的主要问题,为确保CEFR在规定的运行限值和条件内运行,需要制定科学可行的化学清洗方案。本实验以俄罗斯化学清洗方案为基础,分别进行有效性试验和安全性试验,试验考虑不同EDTA浓度、pH、清洗时间、清洗温度对化学清洗效果的影响,同时对比了EDTA铵盐和EDTA钠盐在优化后条件下的清洗安全性、有效性以及钝化膜的耐腐蚀性。优化后的配方除垢率可达到90%,腐蚀速率约为3g/m2·h。

    2019年04期 v.39;No.158 562-566页 [查看摘要][在线阅读][下载 661K]
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  • 基于超临界二氧化碳布雷顿循环的钠冷快堆方案研究

    齐少璞;杨红义;

    超临界二氧化碳布雷顿循环因热效率高、布置紧凑等特点受到了广泛的关注,多种核能系统将其列为备选的动力循环系统。为研究基于超临界二氧化碳布雷顿循环的钠冷快堆系统的特点,本文在调研和分析的基础上,从反应堆回路数目、动力循环方式、系统参数选取及设备材料选型等方面开展了分析与对比,针对给定的系统配置方式初步分析了系统主要参数特点,并对应用于钠冷快堆的超临界二氧化碳动力循环系统的发展提出了建议。

    2019年04期 v.39;No.158 567-574页 [查看摘要][在线阅读][下载 1579K]
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核安全

  • 核电站MSR疏水闪蒸引起的非预期跳机风险分析研究

    徐志辉;

    核电机组在甩负荷工况下,汽水分离再热器开关量高液位触点会因闪蒸而产生虚假信号,存在误触发跳机保护风险。通过深入分析闪蒸原理及跳机逻辑,挖掘潜在的机组非预期跳机风险,并结合设备布置结构、系统运行原理、关联调节阀控制以及跳机保护需求等,提出两种优化改进方案,并对比分析其优缺点,实现既能避免原有的误动风险,又防止引入新的拒动风险。通过高功率平台下的瞬态试验对优化方案进行验证,结果表明,通过本次优化可有效消除潜在的跳机风险,在保护设备本身安全稳定运行的同时,也提高了核电站汽轮发电机组整体运行安全,对其他核电机组瞬态过程中疏水闪蒸风险防范也有很好的借鉴意义。

    2019年04期 v.39;No.158 575-580页 [查看摘要][在线阅读][下载 501K]
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  • 基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析

    王可;蔡杰进;任志豪;朱元兵;王婷;厉井钢;

    CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险。本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并在该时刻使用抽样统计方法对部分相关输入参数进行不确定性分析,同时考虑系统程序、子通道程序以及CHF关系式的不确定性,最终得到满足双95下的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)。结果表明:CPR1000全失流事故进程中,并未发生DNB,且具有较大裕量,同时也证明将抽样统计应用到CPR1000全失流事故分析中是可行的。

    2019年04期 v.39;No.158 581-587页 [查看摘要][在线阅读][下载 1210K]
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  • 基于TRACE的大功率非能动核电厂自动泄压系统误启动事故计算

    庄少欣;孙微;刘宇生;靖剑平;安婕铷;

    基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,一回路压力、破口流量、一回路水装量等参数的瞬态变化,并以此为基准工况,根据电厂实践经验,选取泵延迟工况和阀门半开工况进行敏感性分析计算,将计算结果与基准工况进行了比较与分析。结果表明:虽然不同的工况可能造成一回路水装量低于基准工况,但最小的一回路水装量仍未低于限值,堆芯始终没有裸露,大功率非能动核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了大功率非能动核电厂发生自动卸压系统误启动事故后的安全性。

    2019年04期 v.39;No.158 588-594页 [查看摘要][在线阅读][下载 2170K]
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  • 核电厂安全壳过滤排放严重事故管理策略研究

    王高鹏;朱文韬;牛世鹏;刘宇;

    本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严重事故管理中的安全壳过滤排放策略进行研究。得到确定严重事故下安全壳过滤排放策略实施条件的方法,明确该策略在严重管理中的使用条件和相关限制,为严重事故管理导则的开发与安全壳过滤排放系统的优化设计提供支持。

    2019年04期 v.39;No.158 595-600页 [查看摘要][在线阅读][下载 1093K]
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  • 应用屏障分析法对某电厂取水口堵塞事件进行根本原因分析

    吴彦农;焦峰;马国强;郑丽馨;李娟;

    我国已投运的核电厂陆续发生海洋异物入侵导致取水系统堵塞的运行事件,对机组的运行产生了较大影响,甚至可能会威胁核电厂的最终热阱安全。本文选取某一典型的取水口堵塞事件,利用屏障分析法列出所有能够防止事件发生的物理屏障和管理屏障,并对相关屏障失效进行分析,从而找出事件发生的根本原因,为后续预防此类事件提出指导建议。

    2019年04期 v.39;No.158 601-605页 [查看摘要][在线阅读][下载 96K]
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  • CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析

    李超;梅晓好;李德睿;

    CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。

    2019年04期 v.39;No.158 606-612页 [查看摘要][在线阅读][下载 1434K]
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  • 基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

    王冠一;陈宝龙;吴鹏;郑超颖;贾伟;

    主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故。为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破口(MSLB)叠加100根蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,并应用了最新的SOP规程中的操纵员动作以缓解事故后果,分析了事故发生后一回路压力、蒸汽发生器压力、堆芯出口温度以及一次侧至二次侧破口流量的变化。分析结果表明了在核电厂自动动作和操纵员有效及时干预下,在一定情况下可以避免进入严重事故中,最终可以处于安全可控状态。

    2019年04期 v.39;No.158 613-618页 [查看摘要][在线阅读][下载 385K]
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核电厂

  • 燃气轮机替代核电厂应急柴油机的可行性研究

    周舟;吴涛;张建龙;李德睿;杨杰伟;李东奕;

    分析了燃气轮机替代核电厂现有应急柴油机的可行性和必要性。通过将二者的主要技术指标逐条比对,结合国内外相关经验反馈和标准、规范的要求,论证了燃气轮机替代应急柴油机的可行性,进而提出了相应的技术路线,并对二者间的经济性做了比较。

    2019年04期 v.39;No.158 619-623页 [查看摘要][在线阅读][下载 296K]
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  • 核电厂延期换料时定期试验频度调整的评估和论证

    刘勇;吴慧;毛欢;

    压水堆核电站在运行初期通常采用年换料的燃料管理策略(12个自然月),为提高其经济性,在确保核安全的前提下,可实行延期换料(18个自然月)的燃料管理策略。延期换料的采用不仅会导致堆芯设计和燃料设计发生变化,也会对相关运行文件的执行产生影响,特别是核电站安全相关系统和设备的定期试验。通过应用运行经验反馈和技术经验积累、设备可靠性分析和重要度指标、概率安全分析相结合的分析方法,对定期试验频度进行确定论和概率论的综合评估和论证,从而制定合理的试验频度来满足延期换料策略的要求,最终保证核电站更安全、可靠的运行。

    2019年04期 v.39;No.158 624-628页 [查看摘要][在线阅读][下载 563K]
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辐射防护

  • 耐辐照核应急机器人研究现状及关键技术分析

    张齐昊;赵伟;褚胜男;王雷;付军;杨江荣;高博;

    本文详细介绍了历史上几次重大核事故后,耐辐照核应急机器人的应用情况和相关研究情况,并对我国核应急机器人的发展情况进行了简介。根据核事故现场特点和耐辐照核应急机器人的应用情况,总结了应急工作中耐辐照核应急机器人的需求特点,对耐辐照技术、通讯技术、辐射探测技术和热防护技术等关键技术进行了具体分析。最后对耐辐照核应急机器人的小型化、模块化、智能化和通用化等发展趋势进行了展望。

    2019年04期 v.39;No.158 629-645页 [查看摘要][在线阅读][下载 5721K]
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  • 间歇式超临界水氧化处理核电站废弃阳离子交换树脂研究

    柴涛;刘玉存;高亚华;王建华;刘登程;于雁武;潘跃龙;张志东;侯瑞琴;

    采用间歇式超临界水氧化设备,对粉碎后的阳离子交换树脂水悬浮液进行处理。研究了反应温度、压力、停留时间、过氧系数对COD(化学需氧量)去除率的影响,考察了浆料在处理过程中模拟核素的转移,研究了进料pH对反应釜腐蚀的影响。结果表明:主要因素对处理效果的影响排序为:温度>过氧系数>停留时间>压力。最佳处理条件反应温度520℃、压力23MPa、停留时间30min、氧化系数3和进水pH=7下,COD去除率为99.5%,高于99.8%锶离子和钴离子沉积于排盐口。调节进水pH为7,COD的去除率提高了50.6%;树脂的质量减量率达到99.6%。为核废料有效减容提供了新途径。

    2019年04期 v.39;No.158 646-651页 [查看摘要][在线阅读][下载 568K]
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核技术

  • 基于机器视觉的探测器组件定位技术研究

    李娜;安彦波;熊思勇;湛卉;余志伟;郝江涛;

    针对"华龙一号"反应堆堆芯探测器组件水下远距离拆除需求,利用机器视觉技术的快速性和便利性,通过图像识别和处理,实现探测器组件目标位置的快速定位。定位算法充分考虑实际拆除环境中视觉摄像头偏斜、探测器组件倾斜、水雾环境等工况,分别研究算法对相机倾斜、目标倾斜及去除水雾等的适用性。环境试验表明,该算法可快速、准确定位且具有良好的环境适应性,为探测器组件水下顺利拆除提供有力保证。

    2019年04期 v.39;No.158 652-659页 [查看摘要][在线阅读][下载 1869K]
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  • HFETR堆辐照孔道释热率测量装置研制

    聂良兵;赵文斌;杨文华;斯俊平;童明炎;吴红伟;

    为解决HFETR堆中心孔道活性区相关材料释热率的测量问题,开展了释热率测量装置的研制。在研制过程中,基于量热法的基本原理,辐照孔道的结构限制和反应堆的要求,进行了测量装置结构设计、强度校核和热工分析。测量装置组装完成后,在HFETR堆G07孔道开展了测量试验,同时测得了321不锈钢、6061铝合金和Zr-4合金三种材料在HFETR堆活性区450mm和750mm处的释热率。试验结果显示:测量装置在测量过程中运行稳定可靠,满足HFETR堆安全运行要求;量热计结构小巧紧凑,可同时测量多种材料的释热率;量热计模块化设计,安装于测量装置的不同轴向位置,可同时测量辐照孔道不同轴向位置的释热率;测量结果较好地体现了释热率与堆功率、测量位置的相关性,测量结果可靠有效。

    2019年04期 v.39;No.158 660-665页 [查看摘要][在线阅读][下载 1254K]
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  • 基于Geant4低本底液闪谱仪屏蔽与反符合设计

    梁烨;吴英;杨斌;吴永乐;

    本文设计了一种较已有低本底液闪谱仪结构更为简单的低本底液闪谱仪,即在谱仪外围布置铅铜屏蔽体,以屏蔽墙体中放射性核素衰变释放出的γ射线,同时采用反符合技术以减少宇宙射线μ子引起的液闪谱仪本底计数。采用Geant4模拟计算了不同厚度的铅铜屏蔽体对墙体发出的γ射线的屏蔽效果,得到了几乎可以屏蔽所有γ射线的屏蔽体最优尺寸。此外,还采用Geant4模拟计算了反符合技术中,闪烁瓶的几种不同摆放方式和反符合闪烁瓶的几种不同尺寸的设计下,反符合技术减少宇宙射线μ子引起的液闪谱仪本底计数的份额,给出了较无反符合设计时μ子引起的液闪谱仪本底计数能减少99%的一种简单高效的反符合设计方案。

    2019年04期 v.39;No.158 666-671页 [查看摘要][在线阅读][下载 648K]
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  • 《核科学与工程》新一届编辑委员会聘任仪式暨第一次工作会议在包头召开

    <正>2019年8月19日,由中国核学会主办,中国核科技信息与经济研究院(中国原子能出版社)承办的《核科学与工程》新一届编辑委员会聘任仪式暨第一次工作会议在包头隆重召开。新一届编委会由中国工程院院士李冠兴担任主编,共包含核领域内知名院士、权威专家、优秀青年专家共计62名。

    2019年04期 v.39;No.158 673页 [查看摘要][在线阅读][下载 35K]
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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04期 v.39;No.158 674页 [查看摘要][在线阅读][下载 414K]
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