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期刊文章列表

  • 王德鑫,王洪涛,史力,孙立斌(清华大学核能与新能源技术研究院).高温堆堆芯支承结构比例模型抗震试验研究[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 陈晗1,2,赵雷1,2,秦家军1,2,李荘1,2,蔡永康1,2,郭东磊1,2,安琪1,2(中国科学技术大学核探测与核电子学国家重点实验室;中国科学技术大学近代物理系).双环型游标时间-数字变换专用集成电路的设计[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 廖峰,贺三军,张双,罗万,刘丽艳,赵修良(南华大学核科学技术学院).基于Geant4的碳离子治疗三维电离室阵列仿真设计[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 张泽权,蔡力勋,黄茂波,韩光照(西南交通大学力学与航空航天学院应用力学与结构安全四川省重点实验室).循环稳态或单调态下薄片小试样应力-应变关系试验方法[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 郑全,钟巍华,王成龙,白冰,宁广胜,杨文(中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所).样品尺寸变化对T91钢蠕变力学行为的影响[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 郭丽娜1,卞伟1,刘方刚2,贺周同2,彭顺米1(中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所;中国科学院上海应用物理研究所).C离子辐照对核级石墨微观组织损伤研究[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 陈军1,彭良辉1,杨伟焱1,汤春桃1,毕光文1,杨波1,姚进国2,王瑞2,陈丽培2(上海核工程研究设计院有限公司;国核示范电站有限责任公司).压水堆辐照后燃料中子源强计算方法研究[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 程凡杰1,李开健1,张巍1,杨历军1,李岩2(中国原子能科学研究院;北京中科天马信息技术有限公司).遗传算法优化加速器硼中子俘获治疗束流整形设计[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 朱秀云1,李建波2,潘蓉1,孙锋1(生态环境部核与辐射安全中心;大连理工大学建设工程学部).三维基底隔震反应堆厂房的隔震效果研究[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 高飞,王菲菲,刘蕴韬,丁雨阳,陈义珍,倪宁,王子琳,刘佳瑞,王子业,赵旭(中国原子能科学研究院核技术综合研究所计量与校准技术重点实验室中核核工业计量与测试技术重点实验室).脉冲X射线参考辐射场研究与建立[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 李智1,莫亚飞1,高付海1,曾晓佳2,赵守智1(中国原子能科学研究院核工程设计研究所;国防科工局核技术支持中心).ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程解析与讨论[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 李玉祥,吴艳,曹学武(上海交通大学机械与动力工程学院).不同流型下气溶胶水洗效果影响因素实验研究[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 付一鸣,高付海,齐敏,王月英,徐海涛(中国原子能科学研究院核工程设计研究所).高温反应堆焊缝无损检测验收准则确定方法探究[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 张鹏辉,卢国庆,陈荣华,许宛清,苏光辉,田文喜,秋穗正(西安交通大学核科学与技术学院).可视化交互式核动力系统模拟平台VITARS的开发与验证[J].原子能科学技术,2023,第2期
  • 陆定晟1,魏诗颖2,王成龙1,田文喜1,苏光辉1,秋穗正1(西安交通大学核科学与核技术学院;中广核研究院有限公司).车载运动条件下铅铋堆LESMOR热工安全特性分析[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 李光,赵紫宇,温凯,褚浩淼,李超,段菲,马承伟,王成志,王晓明,王春林,李洪玉(原子高科股份有限公司).64Cu自动化分离装置的研制[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 王辉1,2,邢继2,孙中宁1,谷海峰1,孙晓晖2,王一博1(哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室;中国核电工程有限公司).压力驱动的毛细管内气体流动特性数值研究[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 宋晓靓1,2,欧阳晓平1,2,江新标2(西安交通大学核科学与技术学院;西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室).CaF2:Mn(TLD-400)热压片的高剂量响应特性[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 张成龙,袁媛,刘国明,杨海峰(中国核电工程有限公司).棱柱式超级安全气冷堆堆芯物理特性研究[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 庄坤1,王连杰2,刘琨2,颜江涛1,尚文1(南京航空航天大学材料科学与技术学院;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室).基于变分节块法六角形Quasi-diffusion程序开发及验证[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 王晓磊1,2,阎卫东1,吕大刚3(沈阳建筑大学土木工程学院;河北省地震灾害防御与风险评价重点实验室;哈尔滨工业大学土木工程学院).基于广义条件谱的某核电厂安全壳多元地震易损性分析[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 邵延江1,王波2,周舵2,陈曦2,方升2,徐毓炜2,许强伟3,刘晨2,包良进2,龙浩骑2,鲜亮2(中国原子能科学研究院退役治理工程技术中心;中国原子能科学研究院放射化学研究所;国家知识产权局专利局专利审查协作北京中心).模拟高放废物地质处置条件下锝在去离子水体系中的胶体行为[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 万钧1,2,冷用斌1,2,3,俞路阳3,陈杰3,高波3,陈方舟3,陈健3,曹珊珊3(中国科学院上海应用物理研究所;中国科学院大学;中国科学院上海高等研究院).用于自由电子激光装置的丝扫描束流横向截面测量系统原型机[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 陈登高,毕景良,黄彦平,袁德文,昝元峰,徐建军(中国核动力研究设计院核反应堆热工水力技术重点实验室).堵流工况下棒束子通道流场实验与模拟研究[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 魏天一1,2,张彪1,2,谭思超1,2,李东阳1,2,李忠意3(哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室;哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术工信部重点实验室;中广核研究院有限公司).海洋条件下安注水箱晃荡特性实验研究[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 田国新1,2,3,刘婷婷1,2,杨素亮1(中国原子能科学研究院放射化学研究所;哈尔滨工程大学核科学与技术学院;清华大学核能与新能源技术研究院).偕胺肟基材料海水提铀技术研究评述及展望[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 罗天骏1,薛云1,2,周羽1,马福秋1,2,赵强1(哈尔滨工程大学核科学与技术学院;哈尔滨工程大学烟台哈尔滨工程大学研究院).乏燃料连续溶解过程的动态仿真模型研究[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 胡赟1,杨勇1,宋英韵1,杨鹏2(中国原子能科学研究院;中核战略规划研究总院).快堆闭式燃料循环对提高铀资源利用率的分析研究[J].原子能科学技术,2023,第1期
  • 胡立强1,田子豪2,季松涛1,何晓军1(中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所;北京交通大学机械与电子控制工程学院).环形燃料混合堆芯横向流动特性数值模拟研究[J].原子能科学技术,2023,第1期
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