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核动力工程

时间:2013-10-18 来源:学术堂 所属分类: 工程技术期刊
核动力工程
  • 期刊名称:《核动力工程》
  • Nuclear Power Engineering
  • 主办单位:中国核动力研究设计院
  • 周期:请选择,半月刊,月刊,旬刊,双月刊,季刊,半年刊
  • 出版地:四川省 -- 成都市
  • 语种:汉语 中文
  • 开本:大16开
  • ISSN刊号:0258-0926
  • CN刊号:51-1158/TL
  • 创刊时间:1980
  • 邮发代号:62-178
  • 期刊主编:罗琦
  • 地址:成都市一环路南三段28号信息中心
  • 邮政编码:610041
  • 联系电话:028-85903890 85903893 85903009
  • 投稿邮箱:jnpe@npic.ac.cn
期刊简介
本刊是经国家科委批准,于1980年2月创刊的正式科技期刊,是中国核学会能动力
学会的学报,由中国核动力研究设计院主办,原子能出版社出版,国内外公开发行。本刊综合介绍国内外核动力科学技术在理论研究、实验技术、工程设计、运行维修、安全防护、设备研制等方面的最新成果和发展动态,促进国内外学术交流,加快我国核动力事业的发展,为现代化建设服务。主要读者对象为:从事核能技术研究开发工作的工程技术人员:大专院校的师生,以及关心核能事业发展的有关人员。
《核动力工程》已被以下数据库收录
经核实该刊物已被下面数据库收录
CA 化学文摘(美)(2011)
JST 日本科学技术振兴机构数据库(日)(2013)
EI 工程索引(美)(2012)
中国科学引文数据库(CSCD—2008)
获得荣誉
Caj-cd规范获奖期刊
杂志目录
     基于Krylov子空间及区域分解理论的二维矩阵特征线方法
     提高三维特征线方法计算速度的初步研究
     小型中子源高能中子照相装置准直屏蔽系统设计
     高压磨料水射流水下切割不锈钢的实验研究
     Si_3N_4/NS315合金高温微动磨损特性研究
     核燃料倾翻机动态载荷保护技术及应用
     超临界水冷堆部分丧失给水瞬态敏感性分析
     次临界能源堆瞬态安全分析
     混流式主泵模型泵内部流场压力脉动特性研究
     变粘性效应对含内热源多孔介质通道内流动阻力特性的影响
     随机填充球床通道内单相流动数值模拟方法研究
     液态金属钠在环管中湍流传热特性研究
     低干度流动沸腾临界热流密度预测模型
     垂直上升圆环形通道内超临界压力水的传热特性
     矩形窄缝通道近壁汽泡滑移和浮升可视化实验研究
     矩形窄缝通道内滑移汽泡生长及界面形态可视化研究
     摇摆条件下窄矩形通道内流动传热特性数值模拟
     凝汽器单侧停运与对应抽真空隔离阀连锁关闭的必要性研究
     使用MCNP程序验证ADS的设计
     基于CATHARE程序的熔盐堆热工物理耦合模拟计算
     三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析
     反应堆一维两流体模型二阶精度数值解法研究
     稠密棒束通道内骤冷前沿附近壁面放热模型研究
     基于大涡模拟(LES)的格架外条带区域压力和速度瞬态特性研究
     矩形通道内泡状流-弹状流转变判定准则研究
     海洋条件下压水堆单相自然循环无量纲分析
     摇摆状态下两相流动局部参数光学探针测量实验
     HFETR外电源丧失叠加失流事故分析
     RCM在保证田湾核电站ARMS可靠性方面的应用
     放射性废液蒸发处理中pH值的在线监测与控制
     适用于大压降小间距管道的节流件设计及分析
     核电厂半速发电机传感器支架共振解决方法研究
     核电厂半速发电机在线振动测量值高原因分析
     核电厂反应堆压力容器主螺栓超声检测方法研究
     三废处理设施中阀门故障原因分析及对策
     模块式套管型随堆辐照考验装置Ansys CFX热工分析
     一种压水堆燃料组件可拆连接结构研制
     核电站压力容器螺孔长杆梳刀装置研制
     核电厂仪表控制辅助设计系统的开发
     核应急多约束条件下人员行动路径规划仿真研究
     废物处理与管理信息化建设探讨与实践
     核电厂风险管理活动中的PRA质量要求
     1E级安全壳内用电动机鉴定的核安全审查

杂志社投稿须知
暂无
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