咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 8,846 篇 期刊文献
  • 6,532 篇 专利
  • 1,535 篇 会议
  • 384 件 标准
  • 96 篇 成果

馆藏范围

  • 17,393 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 9,422 篇 工学
    • 5,034 篇 核科学与技术
    • 1,523 篇 材料科学与工程(可...
    • 1,122 篇 电气工程
    • 824 篇 机械工程
    • 714 篇 动力工程及工程热...
    • 341 篇 计算机科学与技术...
    • 331 篇 软件工程
    • 274 篇 化学工程与技术
    • 251 篇 力学(可授工学、理...
    • 246 篇 控制科学与工程
    • 243 篇 仪器科学与技术
    • 111 篇 环境科学与工程(可...
    • 85 篇 电子科学与技术(可...
    • 60 篇 土木工程
    • 58 篇 船舶与海洋工程
    • 50 篇 安全科学与工程
    • 49 篇 建筑学
    • 48 篇 信息与通信工程
    • 47 篇 交通运输工程
    • 45 篇 生物医学工程(可授...
  • 508 篇 管理学
    • 267 篇 管理科学与工程(可...
    • 115 篇 图书情报与档案管...
    • 101 篇 工商管理
    • 57 篇 公共管理
  • 401 篇 理学
    • 194 篇 化学
    • 82 篇 物理学
  • 309 篇 经济学
    • 305 篇 应用经济学
  • 96 篇 医学
    • 47 篇 临床医学
  • 78 篇 法学
    • 45 篇 马克思主义理论
  • 55 篇 教育学
    • 54 篇 教育学
  • 43 篇 文学
  • 35 篇 农学
  • 14 篇 艺术学
  • 10 篇 军事学
  • 3 篇 历史学

主题

  • 375 篇 反应堆
  • 188 篇 核电厂
  • 173 篇 数值模拟
  • 168 篇 压水堆
  • 130 篇 锆合金
  • 127 篇 蒸汽发生器
  • 127 篇 燃料组件
  • 122 篇 核反应堆
  • 112 篇 力学性能
  • 107 篇 核电站
  • 83 篇 hfetr
  • 81 篇 腐蚀
  • 81 篇 自然循环
  • 74 篇 堆内构件
  • 72 篇 压力容器
  • 69 篇 燃料元件
  • 69 篇 临界热流密度
  • 67 篇 严重事故
  • 66 篇 可靠性
  • 63 篇 不锈钢

机构

  • 11,611 篇 中国核动力研究设...
  • 2,284 篇 中国核动力研究设...
  • 453 篇 西安交通大学
  • 440 篇 中国核动力研究设...
  • 350 篇 四川大学
  • 334 篇 中国核动力研究设...
  • 274 篇 中国核动力研究设...
  • 265 篇 中国核动力研究设...
  • 233 篇 清华大学
  • 202 篇 哈尔滨工程大学
  • 180 篇 中国核动力研究设...
  • 171 篇 上海交通大学
  • 165 篇 重庆大学
  • 161 篇 西南交通大学
  • 147 篇 中国核动力研究设...
  • 125 篇 中广核工程有限公...
  • 121 篇 中国核动力研究设...
  • 116 篇 中国核电工程有限...
  • 107 篇 上海核工程研究设...
  • 103 篇 南华大学

作者

  • 819 篇 黄彦平
  • 512 篇 李庆
  • 469 篇 李朋洲
  • 345 篇 卓文彬
  • 293 篇 徐建军
  • 245 篇 闫晓
  • 241 篇 罗英
  • 234 篇 何正熙
  • 226 篇 柴晓明
  • 208 篇 昝元锋
  • 206 篇 邓坚
  • 190 篇 张劲松
  • 182 篇 陈炳德
  • 178 篇 张毅雄
  • 174 篇 夏榜样
  • 171 篇 邱绍宇
  • 166 篇 刘才学
  • 162 篇 李燕
  • 160 篇 伍晓勇
  • 154 篇 于颖锐

语言

  • 17,393 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>"
17393 条 记 录,以下是111-120 订阅
排序:
燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT开发及初步验证
收藏 引用
核动力工程 2024年 第3期45卷 28-36页
作者: 齐飞鹏 刘振海 尹春雨 罗剑 刘勇 钱立波 周毅 王浩煜 陈平 李权 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
为进一步提高燃料性能预测精度、拓展燃料分析工具适用范围。本文针对典型棒状燃料元件,基于商用有限元分析程序COMSOL、系统安全分析程序ARSAC以及蒙特卡罗燃耗计算程序RMC,搭建了燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT,实现了燃料模块、... 详细信息
来源: 评论
基于脉冲型中子探测器信号特性的核信号发生器研究
收藏 引用
核动力工程 2024年 第6期45卷 159-165页
作者: 罗庭芳 包超 高志宇 王立 孙琦 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
脉冲型中子探测器将中子注量率转化为随机微弱电流脉冲信号,由于该信号的特殊性,核测量设备一般需要借助堆上试验验证实际探测性能。由于通过堆上试验的研究方式花费较大且时间受限,本文以涂硼正比计数管这类典型的脉冲型中子探测器为对... 详细信息
来源: 评论
Zr-Sn-Nb-Fe-V合金在过热蒸汽中的周期性钝化-转折行为
收藏 引用
金属学报 2023年 第2期59卷 289-296页
作者: 廖京京 张伟 张君松 吴军 杨忠波 彭倩 邱绍宇 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室 成都610213
研究了2种高Nb、低Nb含量新型Zr-Sn-Nb-Fe-V合金在400℃、10.3 MPa过热蒸汽中的长期均匀腐蚀行为,发现2种合金均表现出周期性钝化-转折规律,对其演变行为及机制进行了深入研究。多次转折发生后,氧化膜显微组织仍呈规律性分层,柱状晶及... 详细信息
来源: 评论
自主化反应堆计算流体力学软件WINGS-CFD的研发与应用
收藏 引用
核动力工程 2024年 第S2期45卷 63-69页
作者: 邓坚 魏宗岚 曾未 李松蔚 邱志方 刘卢果 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 成都610213
为满足反应堆高精度流动传热数值仿真需求,提出了一种基于面向对象的、分层架构设计的、高可扩展的自主化反应堆计算流体动力学(CFD)软件WINGS-CFD。从理论模型、数值离散方法、软件架构等方面介绍WINGS-CFD软件的总体设计,并采用WINGS-... 详细信息
来源: 评论
KYLIN V2.0程序图形处理器加速方法及LCT临界实验验证
收藏 引用
哈尔滨工程大学学报 2024年 第12期45卷 2364-2368,2399页
作者: 赵晨 张斌 黄世恩 陈长 卢宗健 柴晓明 李庆 中国核动力研究设计院先进核能技术全国重点实验室 四川成都610213
为了进一步提高组件程序KYLIN V2.0的计算速度,本文开展了图形处理器加速方法研究,分析了硬件架构。将特征线输运计算中的大量简单重复计算从中央处理器转移至图形处理器,建立了异构系统特征线扫描算法,并利用异构通信机制,对于组件基... 详细信息
来源: 评论
反应堆控制棒驱动系统电气性能动态参数模型研究
收藏 引用
核动力工程 2024年 第4期45卷 248-254页
作者: 李梦书 唐诗涵 郑杲 何正熙 李庆 付国忠 彭子恒 陈帅君 张芸 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
因缺乏反应系统动态变化过程的电气性能精准参数模型,现有核电厂控制棒驱动系统在不同环境条件下的控制效果不佳。本文建立了系统静态电磁仿真模型,通过状态分类的方式获取了系统全工况下的电气性能参数(电阻、电感)和电磁力离散数据,... 详细信息
来源: 评论
基于大数据的燃料棒破损诊断方法研究
收藏 引用
核动力工程 2024年 第S2期45卷 150-155页
作者: 景福庭 吕焕文 唐松乾 魏江林 李兰 夏明明 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 成都610213
核电厂燃料棒破损诊断(FRDD)是核电业主和核安全监管关注的重要问题。将大数据和近邻算法用于燃料棒破损诊断,并开发了压水堆燃料棒破损诊断软件,采用核电厂燃料棒破损的运行实例和理论例题进行了软件验证。验证结果为:①燃料棒破口尺... 详细信息
来源: 评论
数字反应堆平台架构设计及模块化技术研究
收藏 引用
核动力工程 2024年 第S2期45卷 14-19页
作者: 郝江涛 李松蔚 曾未 刘承敏 方浩宇 刘佳 袁鹏 陈迪 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 成都610213
基于架构描述方法和模块化描述方法,结合核反应堆研发特点与基于模型的系统工程理论方法,开展数字反应堆平台架构设计及模块化关键技术研究,通过对数字反应堆平台承载的模型、算法、数据、流程,以及以超级计算机为核心的复杂异构软硬件... 详细信息
来源: 评论
堆芯熔融事故下RPV复杂力学行为数值模拟研究
收藏 引用
核动力工程 2024年 第S2期45卷 168-173页
作者: 李辉 张毅雄 白晓明 邵雪娇 傅晓龙 庾明达 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 成都610213
在反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)后,堆芯熔融物将对反应堆压力容器(RPV)下封头产生烧蚀作用,为此模拟和分析在堆芯熔融事故下RPV内壁的烧蚀及复杂力学行为对于RPV的设计、事故预防和缓解都具有重要意义。本文首先给出了近场动力学方法分... 详细信息
来源: 评论
锆合金干式切削仿真与试验研究
收藏 引用
工具技术 2023年 第11期57卷 72-77页
作者: 邱吕强 张超 郑炜 付明 何静 刘剑锋 杨彪 中国核动力研究设计院
锆合金在高温高压水、蒸汽中具有良好的耐腐蚀性、适中的力学性能以及较低的热中子吸收截面,常被用作核燃料的包壳材料。但锆合金材料具有燃点低、导热性差和塑性大的特点,导致切削力较大、切削温度高和切削性能较差,加工过程中不易断... 详细信息
来源: 评论