咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 2,723 篇 期刊文献
  • 244 篇 会议
  • 1 篇 成果

馆藏范围

  • 2,968 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 2,890 篇 工学
    • 1,750 篇 核科学与技术
    • 430 篇 电气工程
    • 248 篇 机械工程
    • 191 篇 材料科学与工程(可...
    • 154 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
    • 31 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 压力容器
  • 42 篇 核电站
  • 41 篇 燃料组件
  • 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

  • 2,284 篇 中国核动力研究设...
  • 274 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
  • 59 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
  • 43 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
  • 96 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
  • 44 篇 李毅
  • 43 篇 赖建永
  • 42 篇 李满仓

语言

  • 2,968 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"
2968 条 记 录,以下是1171-1180 订阅
排序:
周期性输流管道的非线性动力学特性研究
收藏 引用
振动与冲击 2020年 第10期39卷 75-80页
作者: 周坤 倪樵 代胡亮 王琳 熊夫睿 姜乃斌 华中科技大学力学系 武汉430074 湖北省工程结构分析与安全评估重点实验室 武汉430074 中国核动力设计研究院 核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213
基于绝对节点坐标法,推导出不同材料组成的周期性悬臂输流管道在定常内流作用下的非线性动力学方程,通过数值求解的方式对两种不同形式的周期性输流管道,即,铝-钢及钢-铝周期性悬臂输流管道的稳定性和非线性动力学行为进行了研究研究... 详细信息
来源: 评论
微通道内亲疏水壁面特性对入口段长度的影响
收藏 引用
航空动力学报 2021年 第2期36卷 384-395页
作者: 吴瀚枭 杨雯 李海旺 徐天彤 方卫东 聂芃芃 夏双枝 北京航空航天大学 能源与动力工程学院航空发动机气动热力国家级重点实验室北京100191 北京航空航天大学 航空发动机研究院航空发动机气动热力国家级重点实验室北京100191 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 成都610213 中国保利集团新时代科技有限公司 北京100088 北京航空航天大学高等理工学院 北京100191
针对水力直径为200μm的微尺度通道,采用数值模拟的方法研究了壁面亲疏水特性产生的速度滑移对微尺度通道入口段长度的影响,建立了包含滑移长度影响的入口段长度修正计算公式。研究表明:相同流量下,速度滑移的存在使得微尺度通道充分发... 详细信息
来源: 评论
基于OpenFOAM的中子输运动力学求解器ntkFoam研究
收藏 引用
核动力工程 2020年 第4期41卷 8-11页
作者: 马宇 王亚辉 芦韡 羊俊合 中山大学中法核工程与技术学院 广东珠海519082 哈尔滨工业大学能源科学与工程学院 哈尔滨150001 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
由于中子输运模拟的复杂性及其与其他物理过程耦合的困难性,全芯精细中子输运-热工水力多物理计算是核工程领域的难点。本文基于有限体积C++开源软件Open FOAM,采用有限体积法建立稳态和瞬态中子输运动力学方程数值求解模型,开发了中... 详细信息
来源: 评论
反应堆核仪表维护保障设备的设计研究
收藏 引用
自动化仪表 2021年 第S01期42卷 130-134页
作者: 贾艺歌 韩文兴 马宇 赵洋 卿君艳 中国核动力设计研究院核反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610041
随着反应堆仪表装置生产强度的提升,现场维护保障工作强度不断加大。批量生产、并行测试成为产品维保工作的发展方向。反应堆仪表装置种类较多,且测试内容差异较大。为了提高设备维护效率、降低测试成本,研究设计统一化的测试平台已成... 详细信息
来源: 评论
球形燃料元件热工水力特性研究
收藏 引用
科技视界 2021年 第10期 93-95页
作者: 李华 张友佳 韩元吉 岳题 李云 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室 四川成都610041 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 四川成都610041
文章针对球床式水冷芯球形燃料元件的具体结构,计算得到了组件内燃料元件内部的温度分布、燃料元件表面温度和冷却剂的温度变化曲线,并采用不同的经验关系式进行对比分析。结果表明,由不同的经验关系式计算得到的燃料元件表面温度... 详细信息
来源: 评论
考虑冷却水速度分布特征的凝汽器数值模拟计算
收藏 引用
动力工程学报 2020年 第8期40卷 646-653页
作者: 凌佳喜 易思强 廖先伟 王昌朔 杨建明 东南大学能源与环境学院 南京210096 四川电力设计咨询有限责任公司 成都610041 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
在管壳侧分别建立多孔介质数值模型的基础上,提出一种将管侧多孔介质模型计算所得冷却水速度分布注入到壳侧多孔介质模型的方法,实现凝汽器管壳侧流动与传热的耦合计算。在Fluent平台上开发了读取管侧冷却水速度分布和将其注入到壳侧的... 详细信息
来源: 评论
核电站冷却回路管道清洗机器人系统设计
收藏 引用
中国机械 2023年 第33期 2-6页
作者: 熊思勇 殷琪 杨红发 叶奇 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
管道机器人是一种能够在管道外壁或内腔自由行动、配备一种或多种传感器及运动机械,在操作人员的远程操控指挥或计算机自动控制下,进行管道巡查、检修和清洁等一系列作业的机电一体化设备。本文针对核电站冷却回路复杂环境,设计了一... 详细信息
来源: 评论
陶瓷基包覆颗粒弥散燃料裂纹扩展模拟
陶瓷基包覆颗粒弥散燃料裂纹扩展模拟
收藏 引用
中国力学大会-2021+1
作者: 魏前 唐昌兵 何宗培 李录贤 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室 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 中国核动力研究设计院核燃料元件及材料研究所
介绍/亮点Introduction/Highlight为提高核反应堆的耐事故能力,国际上提出了耐事故燃料的概念。陶瓷基包覆颗粒弥散燃料(CDM燃料)是一种轻水重要候选耐事故燃料。本研究从CDM燃料的组件——TRISO颗粒出发,运用ABAQUS有限元软件,针对... 详细信息
来源: 评论
核设施退役安全评价体系初步研究
收藏 引用
辐射防护 2024年 第S01期44卷 111-115页
作者: 丁宏春 毛毳 贺芳 哈尔滨工业大学能源科学与工程学院 哈尔滨150001 清华大学核能与新能源技术研究院 北京100084 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
核设施安全退役是核能健康、可持续发展的必要条件之一,目前我国尚未建立起完善的核设施退役安全评价体系,为确保核设施退役过程中人员及环境的安全性,开展核设施退役安全评价体系研究刻不容缓。基于这一现状,研究重点阐述了核设施退役... 详细信息
来源: 评论
安全级DCS风扇温度控制设计及测试研究
收藏 引用
自动化应用 2024年 第24期65卷 65-67页
作者: 张玉婷 王志武 秦聪 宋冬梅 曾学 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610000
针对安全级DCS风扇温度控制的工作原理、测试方法、设计方案及其优缺点进行分析探讨。对2个温度采集值取加权平均值计算的设计方法开展故障注入测试,并根据测试过程中发现的2个风险问题,提出3种优化方案:只设计1个温度传感器;设计2个温... 详细信息
来源: 评论