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71-80 订阅
排序:
基于团簇动力学的低铜RPV用钢辐照产生析出相数值模拟研究
收藏 引用
核动力工程 2020年 第S01期41卷 188-193页
作者: 王晓童 姚维华 罗英 董元元 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 中国核动力研究设计院 成都610213
反应堆压力容器(RPV)用钢在辐照后产生的基体损伤、溶质原子析出相等辐照缺陷,是造成其辐照脆化的主要原因。基于反应速率理论建立了考虑多种析出相形核机理的团簇动力学模型,模拟了低铜RPV用钢中Mn-Ni-Si析出相等辐照缺陷的产生及其尺... 详细信息
来源: 评论
基于热管技术的非能动余热排出系统换热能力研究
收藏 引用
核动力工程 2019年 第6期40卷 100-104页
作者: 鲜麟 周科 李峰 杨帆 张卓华 张丹 王小吉 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
分离式热管技术在工业领域已有应用,多用于余热回收锅炉等节能领域,具备加热面和冷却面完全分离、冷热源完全隔离且换热效率高等优点。结合分离式热管的工作特性开展了基于热管技术的非能动余热排出系统的理论设计,并基于系统程序对设... 详细信息
来源: 评论
基于CSG的芯蒙特卡罗输运模型可视化转换技术研究
收藏 引用
核动力工程 2019年 第3期40卷 180-184页
作者: 袁光辉 刘东 余红星 郝江涛 强胜龙 刘盈 曹国海 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
为了提高芯蒙特卡罗精细输运计算模型(简称MC计算模型)的三维可视化分析效率,在充分调研目前MC计算模型三维可视化工具发展现状的基础上,通过对不同类型几何模型的特点,以及构造实体几何(CSG)模型的描述方法进行分析,提出了一种芯精... 详细信息
来源: 评论
AP1000与CPR1000外核测系统对比分析
收藏 引用
上海交通大学学报 2018年 第S1期52卷 41-45页
作者: 徐世豪 谢维波 徐海燕 彭浩 吴志强 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
外核仪表系统是压水核电站唯一可以直接测量核功率的系统,对于核电站的安全运行有着重要作用.AP1000是我国引进的第三代核电技术,CPR1000是我国目前在运的核电技术之一,两者在外核仪表系统设计上有一定相似性,但在系统结构、探... 详细信息
来源: 评论
核电厂数字化仪控系统算法软件自动化生成方法
收藏 引用
上海交通大学学报 2018年 第S1期52卷 31-35页
作者: 黄俊 李晓龙 赵洋 吴延群 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
在核电厂数字化仪控系统(DCS)中,算法软件主要完成系统的业务功能,属于安全级软件.算法软件开发遵循软件的典型生命周期,即从软件的需求,设计到实现的整个过程.在核电行业的算法软件开发生命周期中,需求一般对应功能图,设计一般对应逻辑... 详细信息
来源: 评论
矩形小尺度加热通道流型构成及过渡准则研究
收藏 引用
核动力工程 2018年 第6期39卷 15-18页
作者: 田野 黄伟 罗涵禹 王海松 李鹏飞 曹思民 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
基于可视化实验系统研究了矩形小尺度加热通道内主要流型构成,从微观角度深入研究气-液两相在流型过渡临界状态下的受力情况,构建了基于力学模型假定的流型过渡准则,并采用可视化实验数据对该模型进行了验证。结果表明,泡沫流-受限气泡... 详细信息
来源: 评论
热备架构的冗余AO模块设计
收藏 引用
上海交通大学学报 2018年 第S1期52卷 102-106页
作者: 严浩 丁捷 赵淄弘 刘滨 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
模拟量输出(AO)模块作为分布式控制系统(DCS)平台的重要组成部分,能够实现工业控制4~20 mA的标准电流信号输出,参与反应堆的控制和保护.DCS平台热备架构针对控制器实现主从热备,提高了主控制器模块(MPU)的可靠性,但未考虑AO信号的冗余.... 详细信息
来源: 评论
核电厂安全级DCS功能安全通信研究与分析
收藏 引用
上海交通大学学报 2018年 第S1期52卷 79-83页
作者: 董长龙 孙福海 魏荣超 张文帅 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
通信功能作为核电厂安全级分布式控制系统(DCS)中的重要组成部分,其功能安全特性是整个1E-DCS系统功能安全的重要组成部分.采用IEC 61784-3中阐述的通信功能安全分析方法,研究和分析了中国核动力研究设计自主研发的核电厂安全级DCS平... 详细信息
来源: 评论
基于表征抽取且可解释的反应堆事故诊断方法研究
收藏 引用
核动力工程 2023年 第5期44卷 201-209页
作者: 李承远 李美福 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 成都610213
为实现准确且可信的反应堆鲁棒事故诊断,本文构建了一种基于表征抽取且具有可解释性的诊断框架:首先提出了降噪遮掩自动编码器(DPAE)深度学习模型,DPAE在不同破口位置和破口大小的模拟数据集上进行自监督学习后,其编码器结构能够从部分... 详细信息
来源: 评论
华龙一号调试首试验研究设计
收藏 引用
核动力工程 2019年 第5期40卷 184-186页
作者: 黄宗仁 刘昌文 赖建永 李峰 王啸宇 李燕 李海颖 冷贵君 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
介绍了国家核安全局(NNSA)、国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)对核电厂调试首试验的相关要求,结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首试验设计原则。同时,通过分析华龙一号核电机组采用的新... 详细信息
来源: 评论