学术堂首页 | 文献求助论文范文 | 论文题目 | 参考文献 | 开题报告 | 论文格式 | 摘要提纲 | 论文致谢 | 论文查重 | 论文答辩 | 论文发表 | 期刊杂志 | 论文写作 | 论文PPT
学术堂专业论文学习平台您当前的位置:学术堂 > 期刊大全 > 科技类期刊

核科学与工程

时间:2013-11-26 来源:学术堂 所属分类: 科技类期刊
核科学与工程
  • 期刊名称:《核科学与工程》
  • Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering
  • 主办单位:中国核学会
  • 周期:季刊
  • 出版地:北京市 -- 海淀区
  • 语种:中文
  • 开本:大16开
  • ISSN刊号:0258-0918
  • CN刊号:11-1861/TL
  • 创刊时间:1981
  • 邮发代号:82-603
  • 期刊主编:阮可强
  • 地址:北京市海淀区阜成路43号
  • 邮政编码:100048
  • 联系电话:010-88828681
  • 投稿邮箱:nuclse@163.com
期刊简介

本刊为中国核学会主办的国家一级学报,被多家国际著名检索系统收录,并被列为核领域的中文核心期刊。主要发表核领域有新成果的研究论文,并对核领域的重大科研事件或活动进行报道。

《核科学与工程》已被以下数据库收录
发展无严重事故风险核电站的曙光 具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站
30万千瓦核电厂提升功率下的18个月换料燃料管理研究及经济性分析
压水堆控制棒价值误差分析
CAP1400堆内构件流致振动试验模拟件的设计
压水堆严重事故后安全壳内辐射环境计算分析
基于Monte Carlo方法的压水堆相关组件内热源计算与分析
加速器驱动次临界产氚反应堆ADS-T中子学初步设计与分析
加速器驱动核废料嬗变次临界堆中子学初步设计分析
基于流固耦合的铅铋回路冷却器应力分析
获得荣誉
中科双效期刊
Caj-cd规范获奖期刊
杂志目录
发展无严重事故风险核电站的曙光 具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站
30万千瓦核电厂提升功率下的18个月换料燃料管理研究及经济性分析
压水堆控制棒价值误差分析
CAP1400堆内构件流致振动试验模拟件的设计
压水堆严重事故后安全壳内辐射环境计算分析
基于Monte Carlo方法的压水堆相关组件内热源计算与分析
加速器驱动次临界产氚反应堆ADS-T中子学初步设计与分析
加速器驱动核废料嬗变次临界堆中子学初步设计分析
杂志社投稿须知
温馨提示:学术堂致力于学术杂志信息整理收录和投稿,本站非《核科学与工程》杂志社编辑部官方网站,查询稿件的朋友可以直接联系杂志社的编辑部。如果贵杂志社不希望我们收录您的期刊信息,请致电。我们将会及时处理。
  • 报警平台
  • 网络监察
  • 备案信息
  • 举报中心
  • 传播文明
  • 诚信网站