本书分核材料分卷、核化学与放射化学分卷、锕系物理与化学分卷三部分,收录了《关于单独锻焊接见证件锻造比的研究》《二氧化硅纳米气凝胶保温材料钠冷快堆运行工况实验研究》《核燃料管座增材制造过程的变形控制》《乏燃料后处理厂溶解设备材料研究综述》等文章。
关于单独锻焊接见证件锻造比的研究
二氧化硅纳米气凝胶保温材料钠冷快堆运行工况实验研究
Incoloy800H合金在950℃两种气氛下氧化行为研究
核燃料管座增材制造过程的变形控制
乏燃料后处理厂溶解设备材料研究综述
国产新锆合金腐蚀和吸氢行为研究
Inconel6I7和Incoloy800H合金在高温堆环境中的腐蚀行为研究
核用锆合金棒材不同类型超声人工缺陷检测探讨
LOCA事故工况下锆包壳的韧-脆行为研究进展
梯度密度仪在包覆燃料颗粒致密热解炭层密度测量方面的研究与应用
超高温气冷堆燃料元件制备和性能评价研究
高温铅铋环境铁马钢表面氧化膜微动磨损行为研究
SiC/MoSi2-SiC-Si涂层在水气条件下氧化行为研究
TRISO颗粒SiC层纳米力学行为的分子动力学模拟
SiC材料沉积制备过程的分子动力学模拟
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中国核学会是在中国共产党的领导下,由钱三强、王淦昌、朱光亚等老一辈“两弹一星”功勋科学家倡议发起,核科学技术工作者自愿结成、依法登记,具有法人资格的全国性、学术性、非营利性的社会团体,是党和政府联系核科学技术工作者的桥梁纽带,是发展我国核科学技术事业的重要社会力量。中国核学会是中国科学技术协会的重要组成部分,学会挂靠在中国核工业集团有限公司,接受中国科协的业务指导,并接受民政部的监督管理。