咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 2,717 篇 期刊文献
  • 244 篇 会议
  • 1 篇 成果

馆藏范围

  • 2,962 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 2,884 篇 工学
    • 1,748 篇 核科学与技术
    • 430 篇 电气工程
    • 248 篇 机械工程
    • 189 篇 材料科学与工程(可...
    • 153 篇 动力工程及工程热...
    • 132 篇 计算机科学与技术...
    • 126 篇 软件工程
    • 94 篇 力学(可授工学、理...
    • 85 篇 控制科学与工程
    • 71 篇 仪器科学与技术
    • 30 篇 电子科学与技术(可...
    • 20 篇 船舶与海洋工程
    • 18 篇 安全科学与工程
    • 17 篇 水利工程
    • 16 篇 土木工程
    • 16 篇 环境科学与工程(可...
    • 15 篇 信息与通信工程
    • 14 篇 网络空间安全
    • 13 篇 化学工程与技术
    • 13 篇 交通运输工程
  • 60 篇 管理学
    • 45 篇 管理科学与工程(可...
    • 11 篇 公共管理
  • 48 篇 理学
    • 19 篇 数学
    • 11 篇 物理学
    • 10 篇 系统科学
  • 20 篇 经济学
    • 20 篇 应用经济学
  • 13 篇 教育学
    • 13 篇 教育学
  • 8 篇 农学
    • 7 篇 农业资源与环境
  • 6 篇 艺术学
  • 3 篇 法学
  • 3 篇 医学
  • 2 篇 文学
  • 1 篇 历史学

主题

  • 115 篇 核电厂
  • 88 篇 反应堆
  • 80 篇 数值模拟
  • 53 篇 压水堆
  • 50 篇 华龙一号
  • 47 篇 核反应堆
  • 45 篇 反应堆压力容器
  • 44 篇 蒸汽发生器
  • 42 篇 燃料组件
  • 42 篇 压力容器
  • 42 篇 核电站
  • 39 篇 严重事故
  • 37 篇 cfd
  • 37 篇 可靠性
  • 37 篇 控制棒驱动机构
  • 35 篇 流致振动
  • 32 篇 堆内构件
  • 31 篇 自然循环
  • 28 篇 有限元
  • 28 篇 仿真

机构

  • 2,282 篇 中国核动力研究设...
  • 273 篇 中国核动力研究设...
  • 192 篇 中国核动力研究设...
  • 169 篇 西安交通大学
  • 128 篇 清华大学
  • 90 篇 哈尔滨工程大学
  • 76 篇 中国核动力研究设...
  • 70 篇 上海交通大学
  • 58 篇 中国核动力研究设...
  • 54 篇 中国核动力研究设...
  • 53 篇 核反应堆系统设计...
  • 53 篇 南华大学
  • 41 篇 重庆大学
  • 35 篇 四川大学
  • 32 篇 西南交通大学
  • 26 篇 华北电力大学
  • 19 篇 环境保护部核与辐...
  • 19 篇 哈尔滨工业大学
  • 18 篇 国家能源压水反应...
  • 15 篇 中国核动力研究设...

作者

  • 103 篇 邓坚
  • 97 篇 张毅雄
  • 88 篇 余红星
  • 86 篇 李庆
  • 82 篇 罗英
  • 77 篇 姚栋
  • 70 篇 陈平
  • 67 篇 臧峰刚
  • 66 篇 王侃
  • 65 篇 柴晓明
  • 65 篇 刘余
  • 60 篇 于颖锐
  • 54 篇 芦韡
  • 54 篇 王连杰
  • 51 篇 冯志鹏
  • 49 篇 周毅
  • 48 篇 李垣明
  • 43 篇 李毅
  • 42 篇 李满仓
  • 42 篇 王庆田

语言

  • 2,962 篇 中文
检索条件"机构=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"
2962 条 记 录,以下是2221-2230 订阅
排序:
改进型格架对芯最小DNBR的影响分析
收藏 引用
科技视界 2016年 第10期 246-247页
作者: 任春明 黄慧剑 邱志方 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 四川成都610213 中国核动力研究设计院 四川成都610213
为改善燃料组件的吊装性能、提高其抗弯性能,秦山二期、辽宁红沿河一期、福清核电一期和海南昌江等一系列核电厂将在首循环或后续循环采用改进型格架的AFA 3G燃料组件。在对热工水力和安全分析的影响方面,现行芯最小DNBR计算方法的适... 详细信息
来源: 评论
基于SIMULINK的核反应堆功率调节系统建模与仿真
收藏 引用
科技视界 2016年 第14期 29-30页
作者: 张倬 董化平 孙启航 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 四川成都610213
在建立核反应堆动力学模型基础上,通过SIMULINK工具搭建反应堆功率调节系统模型,进行反应性扰动试验,对模型的仿真性能进行验证。仿真模型实现了期望的反应堆功率自动调节的要求和结果。本文工作为进一步开展反应堆控制系统设计奠... 详细信息
来源: 评论
超临界芯燃料管理程序Xpack的开发
收藏 引用
原子能科学技术 2015年 第B05期49卷 434-437页
作者: 卢迪 夏榜样 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 四川成都610041
针对超临界水冷(SCWR)开发了基于节块法的超临界芯燃料管理程序Xpack。该程序包含了中子学程序模块、热工水力程序模块以及物理-热工耦合计算流程构建模块,能实现每个燃耗步内的物理-热工耦合。将Xpack程序的计算结果与SRAC2K6/SPRO... 详细信息
来源: 评论
传热管在内外流体作用下的振动特性研究
传热管在内外流体作用下的振动特性研究
收藏 引用
中国原子能科学研究第30届“五四”青年学术报告会
作者: 冯志鹏 张毅雄 臧峰刚 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 四川成都610213
研究传热管在内外流体共同作用下的动力学行为,引入尾流振子模型,同时考虑轴向伸长引起的几何非线性的影响,建立了弹性管一内外流体耦合系统的分析模型,并利用Galerkin方法离散非线性耦合方程.基于数值计算,分析了内外流体流速、几何... 详细信息
来源: 评论
非均匀流场下主止回阀水力特性分析及其设计改进
收藏 引用
核动力工程 2015年 第3期36卷 80-83页
作者: 谭术洋 陈纠 关莉 赵雪岑 黄伟 成翔 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 成都610041
运用计算流体力学(CFD)软件对多环路反应堆主止回阀流道模型进行水力特性分析。采用主泵出口非均匀流场,计算主止回阀全开状态下水冲力矩。考虑非均匀流场下影响主止回阀水力特性关键结构因素,依据水力特性计算结果开展改进设计,并对改... 详细信息
来源: 评论
含MOX燃料芯与传统芯的辐射特性对比研究
收藏 引用
技术 2015年 第10期38卷 77-82页
作者: 魏述平 李兰 程诗思 朱建平 谭怡 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 成都610213
U-Pu混合氧化物(Mixed oxide,MOX)燃料应用前景广阔。以国内M310型芯为对象,对使用30%MOX燃料的部分低泄漏芯燃料管理方案进行分析,比较了含MOX燃料芯和传统的全UO2燃料芯在平衡循环下压力容器快中子注量、原子位移次数(Displac... 详细信息
来源: 评论
岭澳核电站二期数字化核仪表系统设计
收藏 引用
核动力工程 2015年 第6期36卷 120-124页
作者: 李高 刘艳阳 李文平 王远兵 王华金 王银丽 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 成都610041
岭澳核电站二期核仪表系统是我国自主设计的第一个全数字化核仪表系统。介绍了岭澳核电站二期核仪表系统系统功能、总体结构、系统设计、与岭澳核电站一期核仪表系统的主要差异等方面的内容。
来源: 评论
水润滑推力轴承全流态润滑性能数值模拟分析
收藏 引用
核动力工程 2015年 第3期36卷 94-98页
作者: 邓啸 邓礼平 黄伟 刘立志 赵雪岑 刘松亚 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 成都610041
综合考虑温度场以及弹性变形的影响,建立能够进行全流态润滑性能模拟分析的水润滑推力轴承数学模型。模型中,在水润滑推力轴承的润滑状态分区上,用雷诺数判断流态,超过临界雷诺数直接由层流润滑变为湍流润滑。用数值方法对模型的求解计... 详细信息
来源: 评论
控制棒驱动机构动钩爪组件动作时间影响因素分析
收藏 引用
科技视界 2016年 第8期 104-106页
作者: 李维 杨博 张智峰 陈刚 邓强 于天达 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610041
针对磁力提升型控制棒驱动机构冷热态性能试验中钩爪组件动作响应时间波动较大的问题,对控制棒驱动机构步进运动过程中钩爪组件的运动特性进行了研究,并以缓冲轴动作状态为例。分析了驱动机构在提升和下插运动过程中缓冲轴的不同动作状... 详细信息
来源: 评论
核燃料组件运输容器可靠性研究
收藏 引用
科技视界 2016年 第11期 95-96页
作者: 谭文界 陈书华 任荷 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610041
本文的主要研究内容是以核燃料组件运输容器为研究对象,开展符合相关技术要求的可靠性研究,完成核燃料组件运输容器可靠性设计、有限元仿真分析验证、制定核燃料组件运输容器可靠性设计规范,确保核燃料组件运输容器满足GB11806《放射性... 详细信息
来源: 评论