咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 2,619 篇 期刊文献
  • 230 篇 会议
  • 1 篇 成果

馆藏范围

  • 2,850 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 2,773 篇 工学
    • 1,690 篇 核科学与技术
    • 415 篇 电气工程
    • 230 篇 机械工程
    • 162 篇 材料科学与工程(可...
    • 143 篇 动力工程及工程热...
    • 127 篇 计算机科学与技术...
    • 121 篇 软件工程
    • 87 篇 力学(可授工学、理...
    • 84 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 土木工程
    • 17 篇 水利工程
    • 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
    • 12 篇 交通运输工程
  • 57 篇 管理学
    • 43 篇 管理科学与工程(可...
    • 10 篇 公共管理
  • 45 篇 理学
    • 17 篇 数学
    • 10 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
  • 2 篇 法学
  • 2 篇 文学
  • 2 篇 医学
  • 1 篇 历史学

主题

  • 114 篇 核电厂
  • 85 篇 反应堆
  • 72 篇 数值模拟
  • 50 篇 压水堆
  • 49 篇 华龙一号
  • 47 篇 核反应堆
  • 46 篇 蒸汽发生器
  • 41 篇 压力容器
  • 39 篇 燃料组件
  • 38 篇 核电站
  • 37 篇 反应堆压力容器
  • 36 篇 严重事故
  • 35 篇 可靠性
  • 34 篇 cfd
  • 34 篇 控制棒驱动机构
  • 33 篇 堆内构件
  • 33 篇 流致振动
  • 31 篇 自然循环
  • 28 篇 仿真
  • 27 篇 有限元

机构

  • 2,272 篇 中国核动力研究设...
  • 273 篇 中国核动力研究设...
  • 178 篇 中国核动力研究设...
  • 165 篇 西安交通大学
  • 127 篇 清华大学
  • 85 篇 哈尔滨工程大学
  • 76 篇 中国核动力研究设...
  • 66 篇 上海交通大学
  • 54 篇 中国核动力研究设...
  • 53 篇 核反应堆系统设计...
  • 52 篇 南华大学
  • 38 篇 重庆大学
  • 34 篇 四川大学
  • 29 篇 西南交通大学
  • 26 篇 华北电力大学
  • 26 篇 中国核动力研究设...
  • 19 篇 环境保护部核与辐...
  • 18 篇 国家能源压水反应...
  • 18 篇 哈尔滨工业大学
  • 15 篇 北京化工大学

作者

  • 102 篇 邓坚
  • 89 篇 张毅雄
  • 85 篇 李庆
  • 84 篇 余红星
  • 70 篇 li qing
  • 70 篇 deng jian
  • 67 篇 罗英
  • 65 篇 柴晓明
  • 65 篇 陈平
  • 64 篇 刘余
  • 58 篇 姚栋
  • 54 篇 芦韡
  • 52 篇 chen ping
  • 51 篇 yu hongxing
  • 51 篇 臧峰刚
  • 50 篇 yao dong
  • 50 篇 王侃
  • 49 篇 冯志鹏
  • 48 篇 李垣明
  • 47 篇 周毅

语言

  • 2,850 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点试验室"
2850 条 记 录,以下是2841-2850 订阅
排序:
浮动式核电站RCV系统净化支路故障树分析
收藏 引用
科技视界 2017年 第8期 50-50页
作者: 宋波 谢杨 王亮 李毅 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
利用Risk-Spectrum软件对浮动式核电站RCV系统净化支路进行故障树分析,发现潜在的系统故障模式和危险因素,找出系统可靠性和安全性的薄弱环节,确定影响可靠性和维修性的因素,以提高RCV系统净化支路的固有可靠性。
来源: 评论
满足三代核电芯微弱信号测量的低纹波高可靠的供电方案研究
收藏 引用
科技视界 2024年 第34期14卷 57-61页
作者: 张虎 黎刚 李昆 万波 杨戴博 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
针对三代核电芯测量系统(RII)的高可靠性、高容错性、抗干扰能力等要求,研究设计应用于该系统的低压供电系统。该低压供电系统采用内外电网隔离、双路冗余技术、毫秒级掉电抑制设计、过流保护设计(OCP)、过压保护设计(OVP)、输出电压... 详细信息
来源: 评论
安全级仪控系统机柜状态监测报警设计
收藏 引用
科技视界 2015年 第31期 277-277页
作者: 俞赟 许东芳 朱攀 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
安全级DCS系统机柜是整个系统平台的重要载体,可靠性与可用性指标需要重点关注,机柜状态监测报警系统应能探测到机柜非预期变化并经报警信号处理后产生报警,用于报警显示处理和报警显示。本文根据相关法规标准要求结合以往核电工程实践... 详细信息
来源: 评论
基于COMSOL的相场模拟研究
收藏 引用
科技视界 2017年 第8期 54-54页
作者: 李伟 武小莉 王璐 李文杰 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
COMSOL具有强大的偏微分方程组求解能力,适合解决多物理耦合场问题。介绍了基于COMSOL的相场模拟方法研究
来源: 评论
RPV接管嘴缩比模型冲击仿真与试验研究
收藏 引用
中国机械 2023年 第31期 20-23页
作者: 张文正 袁志豪 彭向峰 谢腾 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 中国船舶科学研究中心
目前反应堆一回路系统主设备抗冲击应力分析评价和考核试验按照不同的标准开展,导致出现某些设备能通过考核试验而数值计算应力分析评定难以通过规范要求的现象。为此,本文设计反应堆压力容器接管嘴的缩比模型,开展了高温高压工况... 详细信息
来源: 评论
反应堆安全壳氢气控制措施简介
收藏 引用
科技视界 2020年 第22期 94-97页
作者: 陶舒畅 叶竹 秦婧 曲自信 颉利东 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 东方电气集团东方锅炉股份有限公司
在核电站严重事故中,燃料包壳(锆合金或者钢)与水蒸气反应以及压力容器外的芯熔融物与混凝土相互反应等过程都会产生大量的氢气,并经破口等释放到安全壳空间中。释放的氢气在安全壳内与水蒸气、空气混合会形成可燃性混合气体。在一定... 详细信息
来源: 评论
内构件用不锈钢埋弧焊丝焊剂的国产化应用研究
收藏 引用
电焊机 2024年 第12期54卷 126-131页
作者: 蒋兴钧 王庆田 杜华 付光杰 浦春梅 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 东方电气(武汉)核设备有限公司 湖北武汉430200
目前国内内构件吊篮筒体的纵缝与环缝主要采用埋弧自动焊焊接,所用焊材均为进口焊材,因此国产化不锈钢焊丝-焊剂的应用研究十分重要。本研究通过试板焊接验证国产焊材的综合性能,包括力学性能、工艺性能,并与进口焊材进行对比分析。... 详细信息
来源: 评论
AP1000安全壳环境状态对非能动余热排出系统运行的影响
收藏 引用
科技视界 2016年 第3期 103-103页
作者: 邱志方 刘伟东 吴鹏 陈伟 黄慧剑 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 东方电气集团东方锅炉股份有限公司 四川成都611731
AP1000的非能动余热排出系统(PRHR)置于安全壳内,安全壳的环境状态直接影响PRHR的运行情况。本文采用给水管道破裂事故研究了AP1000的安全壳环境状态对PRHR运行的影响,研究表明安全壳的压力对于PRHR排热能力影响显著。
来源: 评论
激光增材Fe314修复1Cr18Ni9Ti不锈钢结合面工艺匹配性研究
收藏 引用
焊接技术 2024年 第11期53卷 1-7页
作者: 党苏武 李青宇 李素丽 汪小军 西安科技大学机械工程学院 陕西西安710054 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
保证结合面具有良好的工艺匹配性是成功进行修复的关键一环,然而目前少有面向野外环境激光增材修复结合面工艺匹配性的应用研究试验采用氮气作为载粉气体,进行激光增材成形Fe314修复1Cr18Ni9Ti不锈钢工艺匹配性研究,通过对结合面缺陷... 详细信息
来源: 评论
核电汽轮机DEH系统工厂测试研究
收藏 引用
数字化用户 2019年 第20期25卷 248页
作者: 刘亮 王疆 桑明 钟昊良 吴广皓 102200 北京国电智深控制技术有限公司 北京 102200 北京市电站自动化工程技术研究中心 北京 100048 中国核科技信息与经济研究院 北京 610000 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
核电汽轮机DEH系统工厂测试是出厂前的最后一项工作,测试质量直接影响到核电汽轮机DEH系统后续工作的进行.本文以核电汽轮机DEH测试为主要工作进行了测试目的和意义分析、测试要求梳理、测试资源配置整理.本研究能够为项目管理者及工程... 详细信息
来源: 评论