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基金资助
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文献类型
382 篇
期刊文献
108 篇
会议
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490 篇
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纸本馆藏
日期分布
学科分类号
479 篇
工学
282 篇
核科学与技术
73 篇
电气工程
42 篇
机械工程
28 篇
力学(可授工学、理...
24 篇
材料科学与工程(可...
23 篇
动力工程及工程热...
16 篇
控制科学与工程
14 篇
软件工程
13 篇
计算机科学与技术...
9 篇
仪器科学与技术
9 篇
电子科学与技术(可...
9 篇
信息与通信工程
5 篇
交通运输工程
5 篇
船舶与海洋工程
5 篇
安全科学与工程
4 篇
航空宇航科学与技...
3 篇
水利工程
3 篇
环境科学与工程(可...
3 篇
网络空间安全
2 篇
光学工程
10 篇
理学
5 篇
系统科学
3 篇
物理学
7 篇
管理学
5 篇
管理科学与工程(可...
2 篇
公共管理
4 篇
经济学
4 篇
应用经济学
2 篇
教育学
2 篇
教育学
2 篇
艺术学
1 篇
农学
主题
25 篇
反应堆
22 篇
核电厂
19 篇
核反应堆
19 篇
压力容器
19 篇
核电站
14 篇
反应堆压力容器
13 篇
断裂力学
11 篇
燃料组件
11 篇
有限元
10 篇
数值模拟
7 篇
cfd
7 篇
压水堆
7 篇
有限元分析
7 篇
华龙一号
7 篇
计算流体力学
6 篇
流固耦合
6 篇
数字化
6 篇
疲劳分析
6 篇
应力分析
6 篇
pid
机构
273 篇
中国核动力研究设...
83 篇
中国核动力研究设...
76 篇
中国核动力研究设...
64 篇
西安交通大学
33 篇
中国核动力研究设...
21 篇
清华大学
18 篇
国家能源压水反应...
11 篇
南华大学
11 篇
哈尔滨工程大学
10 篇
上海交通大学
10 篇
重庆大学
9 篇
西南交通大学
7 篇
中国核动力研究设...
7 篇
中国核动力研究设...
6 篇
大亚湾核电运营管...
5 篇
华北电力大学
5 篇
国家能源海洋核动...
4 篇
中国核动力研究设...
4 篇
哈尔滨工业大学
4 篇
中国核动力研究设...
作者
32 篇
臧峰刚
31 篇
张毅雄
27 篇
王远隆
23 篇
孙英学
22 篇
姚栋
21 篇
郑连纲
19 篇
卢岳川
18 篇
刘文进
16 篇
杨宇
15 篇
毛庆
13 篇
王伟
13 篇
秋穗正
13 篇
王侃
12 篇
张虹
12 篇
罗英
12 篇
苏光辉
11 篇
郑斌
11 篇
许斌
11 篇
姜乃斌
11 篇
周进雄
语言
490 篇
中文
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"机构=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/中国核动力研究设计院"
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蒙特卡罗算法并行计算
研究
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引用
核动力
工程
2007年 第4期28卷 20-24页
作者:
王家翀
许川
姚栋
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610041
中国核动力研究设计院
成都610041
采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核
反应
粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法。本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优...
详细信息
采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核
反应
粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法。本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优劣的比较以及程序实现过程中的难点进行了分析,最终给出了测试结果和
研究
结论。结果表明,MC算法在粒子输运计算过程中有着相当好的计算效率。
关键词:
蒙特卡罗算法
并行计算
计算效率
来源:
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压水
堆
结构
设计
中应注意的问题
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核动力
工程
2007年 第5期28卷 1-4,9页
作者:
段远刚
许川
唐传宝
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室
成都610041
根据工程经验,在压水
堆
结构
设计
中,应对
反应堆
的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及
堆
内构件的功能准则和
堆
结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保
反应堆
的顺利装配,实现
反应堆
的功能并...
详细信息
根据工程经验,在压水
堆
结构
设计
中,应对
反应堆
的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及
堆
内构件的功能准则和
堆
结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保
反应堆
的顺利装配,实现
反应堆
的功能并确保
反应堆
安全运行。
关键词:
压水
堆
结构
设计
结构完整性
评价
来源:
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一体化先进
堆
全厂断电事故下非能动余热排出
系统
能力分析
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核动力
工程
2007年 第6期28卷 80-83页
作者:
沈瑾
江光明
唐钢
余红星
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室
成都610041
中国
核动力
研究设计
院
(NPIC)
设计
的
中国
一体化先进
堆
(CIP)余热排出
系统
是非能动
系统
。采用RELAP5/MOD程序分析计算该
堆
全厂断电事故后
堆
芯核功率、
堆
芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出
系统
功率随时间的变化,论证了非...
详细信息
中国
核动力
研究设计
院
(NPIC)
设计
的
中国
一体化先进
堆
(CIP)余热排出
系统
是非能动
系统
。采用RELAP5/MOD程序分析计算该
堆
全厂断电事故后
堆
芯核功率、
堆
芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出
系统
功率随时间的变化,论证了非能动余热排出
系统
对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出
系统
导出
堆
芯余热,保证
反应堆
的安全。
关键词:
一体化先进
堆
非能动余热排出
系统
全厂断电事故
来源:
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反应堆
压力容器老化敏感性分析方法
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核动力
工程
2007年 第5期28卷 87-90页
作者:
杨宇
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610041
结合近期开展的大亚湾
反应堆
压力容器老化分析及大纲编写工作,归纳总结了
反应堆
压力容器老化敏感性分析方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴。
结合近期开展的大亚湾
反应堆
压力容器老化分析及大纲编写工作,归纳总结了
反应堆
压力容器老化敏感性分析方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴。
关键词:
反应堆
压力容器
老化机理
老化分析
来源:
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核电厂风险指引管理
研究
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核动力
工程
2007年 第1期28卷 94-98页
作者:
王朝贵
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610041
风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式。为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和
系统
的
研究
。本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险...
详细信息
风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式。为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和
系统
的
研究
。本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险指引决策对概率安全评价(PSA)的要求,并对我国核电厂采用风险指引管理提出了建议。
关键词:
风险指引管理
概率安全评价
核电厂
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大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定
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核动力
工程
2007年 第3期28卷 87-89页
作者:
刘文进
毛庆
曾忠秀
秦余新
张毅雄
王伟
吴万军
杨凯
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610041
大亚湾核电站在运行中,有部分辅助
系统
的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水
系统
、安全壳喷淋
系统
、
反应堆
换料水池和乏燃料...
详细信息
大亚湾核电站在运行中,有部分辅助
系统
的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水
系统
、安全壳喷淋
系统
、
反应堆
换料水池和乏燃料水池冷却和处理
系统
、化学和容积控制
系统
、
反应堆
硼和水补给
系统
、余热排出
系统
、安全注入
系统
和设备冷却水
系统
的潜在敏感管进行了现场振动测量。本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议。
关键词:
测量结果
小支管振动
振动测量
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国产304NG控氮不锈钢应用性能
研究
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核动力
工程
2007年 第z1期28卷 40-43,57页
作者:
文燕
赖旭平
段远刚
姜峨
李光福
许斌
龚宾
中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室
成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041 上海材料研究所腐蚀实验室200437 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041
通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了
研究
,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国...
详细信息
通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了
研究
,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国产304NG控氮不锈钢的综合性能满足核工程需求,与国外同类产品处于同一水平.
关键词:
304NG控氮不锈钢
堆
内构件
腐蚀性能
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反应堆
冷却剂
系统
主管道安注斜接管等温横向射流流动特性的
研究
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核动力
工程
2007年 第3期28卷 22-26页
作者:
贺慧宁
罗毓珊
王海军
毛庆
张毅雄
西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室
710049
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610041
针对核
反应堆
冷却剂
系统
中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入
研究
了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、...
详细信息
针对核
反应堆
冷却剂
系统
中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入
研究
了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、影响区域及主要影响因素,在所
研究
的参数范围内,得出了流速比是决定等温横向射流流动特性的最重要因素,同时将数值模拟结果与流动可视化试验结果进行了比较,二者吻合良好。
关键词:
反应堆
冷却剂
系统
横向射流
流速比
数值模拟
CFX
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用Simulink扩展RELAP5的控制与保护
系统
仿真功能
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核动力
工程
2007年 第6期28卷 112-116页
作者:
侯东
林萌
许志红
杨燕华
陈智
上海交通大学核科学与工程学院
200240
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室
成都610041
RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护
系统
的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制
系统
进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护...
详细信息
RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护
系统
的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制
系统
进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护
系统
进行建模。因此,本文将RELAP5程序与Simulink耦合,并利用Simulink扩展RELAP5的控制与保护
系统
的模拟功能。为了验证两程序耦合方法的准确性,将用Simulink实现的控制与保护
系统
的仿真结果,与已通过验证的RELAP5实现的具有相同功能的控制与保护
系统
的仿真结果进行对比,结果表明二者符合较好。
关键词:
Simulink程序
RELAP5程序
程序耦合
核电站控制与保护
系统
核电站仿真
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反应堆
冷却剂
系统
接管内射流的流动可视化
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动力
工程
2007年 第2期27卷 223-226页
作者:
杨胜
罗毓珊
王海军
陈听宽
毛庆
张毅雄
西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室
西安710049
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610041
对CNP1000核
反应堆
冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化
研究
。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布...
详细信息
对CNP1000核
反应堆
冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化
研究
。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布置具有重要的指导意义。传热试验结果对
反应堆
安全注入接管的结构疲劳分析提供相关数据,并为
反应堆
结构
设计
提供依据。
关键词:
工程热物理
流动可视化
射流
流速比
穿透深度
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