咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 390 篇 期刊文献
  • 113 篇 会议

馆藏范围

  • 503 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 492 篇 工学
    • 282 篇 核科学与技术
    • 74 篇 电气工程
    • 50 篇 机械工程
    • 34 篇 材料科学与工程(可...
    • 29 篇 力学(可授工学、理...
    • 21 篇 动力工程及工程热...
    • 18 篇 控制科学与工程
    • 17 篇 软件工程
    • 15 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 建筑学
    • 3 篇 水利工程
    • 3 篇 环境科学与工程(可...
    • 3 篇 网络空间安全
  • 12 篇 理学
    • 5 篇 系统科学
    • 3 篇 数学
    • 3 篇 物理学
  • 10 篇 管理学
    • 8 篇 管理科学与工程(可...
  • 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
  • 1 篇 医学

主题

  • 25 篇 反应堆
  • 22 篇 核电厂
  • 21 篇 压力容器
  • 20 篇 核电站
  • 19 篇 核反应堆
  • 18 篇 反应堆压力容器
  • 14 篇 断裂力学
  • 11 篇 燃料组件
  • 11 篇 有限元
  • 10 篇 数值模拟
  • 8 篇 压水堆
  • 7 篇 cfd
  • 7 篇 数字化
  • 7 篇 有限元分析
  • 7 篇 华龙一号
  • 7 篇 计算流体力学
  • 6 篇 疲劳分析
  • 6 篇 应力分析
  • 6 篇 有限元法
  • 6 篇 pid

机构

  • 273 篇 中国核动力研究设...
  • 84 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...
  • 15 篇 中国核动力研究设...
  • 14 篇 哈尔滨工程大学
  • 11 篇 南华大学
  • 11 篇 重庆大学
  • 10 篇 上海交通大学
  • 9 篇 西南交通大学
  • 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...
  • 3 篇 四川省核学会
  • 3 篇 中国核动力研究设...

作者

  • 31 篇 臧峰刚
  • 30 篇 张毅雄
  • 27 篇 王远隆
  • 23 篇 孙英学
  • 22 篇 卢岳川
  • 22 篇 姚栋
  • 21 篇 郑连纲
  • 20 篇 罗英
  • 19 篇 刘文进
  • 16 篇 杨宇
  • 16 篇 毛庆
  • 14 篇 yao dong
  • 14 篇 luo ying
  • 13 篇 张虹
  • 13 篇 许斌
  • 13 篇 zhang hong
  • 13 篇 王伟
  • 13 篇 王侃
  • 12 篇 zang feng-gang
  • 12 篇 zhang yi-xiong

语言

  • 503 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国家级重点实验室"
503 条 记 录,以下是141-150 订阅
排序:
反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
收藏 引用
原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 652-655页
作者: 杜娟 孙英学 卢岳川 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 四川成都610041
本文以百万千瓦核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结... 详细信息
来源: 评论
大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估
收藏 引用
原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 648-651页
作者: 卢岳川 吴万军 臧峰刚 孙英学 刘文进 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 四川成都610041
2006年9月发现大亚湾核电站2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出。本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析,对发现渗漏的大亚湾核电站2号机组换料水箱进行分析与评估。
来源: 评论
管道布置对核电站主系统抗震性能的影响
收藏 引用
原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 397-400页
作者: 艾红雷 刘文进 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 四川成都610041
核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作。主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论。
来源: 评论
弹性管涡致振动的理论模型与数值模拟
收藏 引用
应用数学和力学 2014年 第5期35卷 581-588页
作者: 冯志鹏 臧峰刚 张毅雄 余晓菲 叶献辉 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
针对弹性管的涡致振动问题,分别在双向流固耦合模拟得到的流体力系数以及尾流振子模型的基础上,采用Euler-Bernoulli梁模型模拟弹性管,得到了弹性管涡致振动的运动方程,提出两种预测弹性管涡致振动的理论模型.首先通过4阶Galerkin方法... 详细信息
来源: 评论
支承间隙对辅助管道地震分析的影响
收藏 引用
原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 597-601页
作者: 吴万军 刘文进 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 四川成都610041
在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的。通过对大亚湾核电站PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分... 详细信息
来源: 评论
核动力装置的设计过程能力研究
收藏 引用
核动力工程 2008年 第S1期29卷 18-21页
作者: 许川 王艳霞 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 四川成都610041
通过对设计过程能力的基本概念的理解,分析了设计过程能力的影响因素和各影响因素的组成内容,并尝试建立了设计过程能力的动态管理系统设计过程能力的评价模型,从而分析影响核动力装置设计质量的主要原因和对策,明确了下一步工作的重点
来源: 评论
磁流变液响应时间检测方法及装置研究
收藏 引用
仪器仪表学报 2023年 第11期44卷 290-299页
作者: 李佩 卢川 尹剑飞 周威 谢磊 重庆大学光电技术及系统教育部重点实验室 重庆400044 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 国防科技大学装备综合保障技术国家级重点实验室 长沙410073
磁流变液的响应时间是一个关键指标,关系到磁流变智能执行器的实时可控性能。然而,MRF的动态响应面临从电流、磁场强度及剪切应力等多参数耦合中解耦的难题。本文提出基于偏置正弦激励电流的相位检测法,通过施加偏置正弦电流激励正弦磁... 详细信息
来源: 评论
反应堆压力容器出口接管力学分析
收藏 引用
原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 505-508页
作者: 杨雯 郑连纲 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 四川成都610041
在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应... 详细信息
来源: 评论
反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究
收藏 引用
原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 407-410页
作者: 张毅雄 姜乃斌 艾红雷 王伟 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 四川成都610041
通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素。
来源: 评论
焊接残余应力有限元分析技术研究
收藏 引用
原子能科学技术 2008年 第S2期42卷 593-596页
作者: 孙英学 卢岳川 臧峰刚 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 四川成都610041
本文以岭澳核电站控制棒驱动机构(CRDM)耐压壳Ω焊接为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,并计算焊接后残余应力的分布,绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析。通过本项目的研究,掌握了焊接残余应力的分析技术,达到了研究... 详细信息
来源: 评论