咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 2,542 篇 期刊文献
  • 224 篇 会议
  • 1 篇 成果

馆藏范围

  • 2,767 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 2,691 篇 工学
    • 1,659 篇 核科学与技术
    • 400 篇 电气工程
    • 219 篇 机械工程
    • 157 篇 材料科学与工程(可...
    • 129 篇 动力工程及工程热...
    • 122 篇 计算机科学与技术...
    • 119 篇 软件工程
    • 86 篇 力学(可授工学、理...
    • 82 篇 控制科学与工程
    • 69 篇 仪器科学与技术
    • 29 篇 电子科学与技术(可...
    • 20 篇 船舶与海洋工程
    • 17 篇 水利工程
    • 17 篇 安全科学与工程
    • 15 篇 信息与通信工程
    • 15 篇 土木工程
    • 15 篇 环境科学与工程(可...
    • 12 篇 化学工程与技术
    • 12 篇 交通运输工程
    • 12 篇 网络空间安全
  • 56 篇 管理学
    • 43 篇 管理科学与工程(可...
    • 9 篇 公共管理
  • 45 篇 理学
    • 17 篇 数学
    • 11 篇 物理学
    • 9 篇 系统科学
  • 19 篇 经济学
    • 19 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
  • 4 篇 艺术学
  • 2 篇 法学
  • 2 篇 文学
  • 2 篇 医学
  • 1 篇 历史学

主题

  • 109 篇 核电厂
  • 83 篇 反应堆
  • 71 篇 数值模拟
  • 51 篇 压水堆
  • 48 篇 华龙一号
  • 47 篇 核反应堆
  • 43 篇 蒸汽发生器
  • 40 篇 压力容器
  • 38 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
  • 34 篇 控制棒驱动机构
  • 33 篇 cfd
  • 33 篇 流致振动
  • 32 篇 可靠性
  • 32 篇 堆内构件
  • 30 篇 自然循环
  • 27 篇 有限元
  • 27 篇 仿真

机构

  • 2,277 篇 中国核动力研究设...
  • 273 篇 中国核动力研究设...
  • 175 篇 中国核动力研究设...
  • 164 篇 西安交通大学
  • 127 篇 清华大学
  • 83 篇 哈尔滨工程大学
  • 76 篇 中国核动力研究设...
  • 67 篇 上海交通大学
  • 53 篇 核反应堆系统设计...
  • 50 篇 南华大学
  • 36 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
  • 18 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
  • 13 篇 中山大学
  • 12 篇 中核核电运行管理...

作者

  • 100 篇 邓坚
  • 88 篇 张毅雄
  • 85 篇 李庆
  • 85 篇 余红星
  • 75 篇 姚栋
  • 66 篇 陈平
  • 65 篇 柴晓明
  • 65 篇 罗英
  • 65 篇 王侃
  • 64 篇 刘余
  • 64 篇 臧峰刚
  • 59 篇 于颖锐
  • 54 篇 芦韡
  • 54 篇 王连杰
  • 48 篇 李垣明
  • 48 篇 冯志鹏
  • 47 篇 周毅
  • 42 篇 李满仓
  • 42 篇 王庆田
  • 40 篇 李毅

语言

  • 2,767 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国家实验室"
2767 条 记 录,以下是181-190 订阅
排序:
燃料棒夹楔状态下芯块与包壳相互作用的三维模拟研究
收藏 引用
核动力工程 2023年 第S02期44卷 6-10页
作者: 马政卿 庞华 张坤 唐昌兵 邬周志 严峰 邢硕 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
燃料芯块与包壳的相互作用(PCI)是导致包壳破损的原因之一。燃料芯块开裂产生的碎片可能夹在芯块与包壳的间隙,导致夹楔PCI问题。该问题可能致使包壳局部应力超过限值,增加包壳破损风险。为评估夹楔PCI问题对燃料棒性能的影响,基于多物... 详细信息
来源: 评论
多孔弥散微封装燃料元件多场耦合性能分析
收藏 引用
火箭推进 2024年 第4期50卷 110-116页
作者: 李晨曦 李权 黄永忠 赵波 王浩煜 刘仕超 李垣明 陈平 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
高温气冷是核热推进的主力候选型之一,燃料元件的性能直接决定了反应堆的性能,高温气冷的燃料元件形式众多,高安全性的弥散微封装燃料在高温气冷中具有极高的应用前景。因此,有必要针对高温气冷用弥散微封装燃料开展研究。提... 详细信息
来源: 评论
燃料组件下管座增材制造技术研究
收藏 引用
原子能科学技术 2023年 第S01期57卷 238-245页
作者: 李权 任全耀 郑美银 段鑫 杜思佳 邱玺 焦拥军 李虹波 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四川成都610213 中国科学院重庆绿色智能技术研究院 重庆400714
由于增材制造技术在提高效率、减小重量、降低体积等方面突出的优势,在核燃料领域得到越来越多研究者的关注。基于增材制造的产品制备与传统工艺存在较大的区别,目前针对核燃料产品的增材制造技术研究系统性有所不足。本文以燃料组件下... 详细信息
来源: 评论
旋向对螺旋管束内铅铋流动传热特性影响的数值模拟研究
收藏 引用
核动力工程 2023年 第S01期44卷 57-61页
作者: 沈聪 刘茂龙 程坤 刘利民 徐子伊 顾汉洋 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240 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
螺旋管式直流蒸汽发生器(H-OTSG)被广泛应用于液态金属反应堆设计中,其中相邻的径向螺旋管束可以布置为同一旋向或相反旋向,不同的旋向策略会影响到蒸汽发生器壳侧的流动行为。为探究不同旋向对螺旋管束中铅铋流动与传热特性的影响,... 详细信息
来源: 评论
多光束变光斑激光定向能量沉积工艺及分析模型
收藏 引用
机械工程学报 2023年 第9期59卷 285-297页
作者: 黄胜 李涤尘 张晓宇 崔滨 李青宇 张安峰 西安交通大学机械制造系统工程国家重点实验室 西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610213
为了兼顾成形效率与精度,提出多光束变光斑激光定向能量沉积技术。研发了多光束变光斑激光熔覆头,该熔覆头采用3个激光输出头设计,输出的激光束在焦点处汇聚,每束激光束具有不同直径。开发了变光斑控制模块,通过控制3个激光束的不同组合... 详细信息
来源: 评论
铅铋蒸汽发生器传热管破裂事故三维程序开发及验证
收藏 引用
核动力工程 2023年 第4期44卷 226-233页
作者: 辜峙钘 余红星 黄代顺 严明宇 申亚欧 冯文培 龚政宇 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 成都理工大学核技术与自动化工程学院 成都610059
蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR)是铅铋设计必须重点考虑的安全问题之一。针对铅铋SGTR,为解决其复杂结构环境中压力波的三维传播与蒸汽的三维迁移难题,基于多相流欧拉流体动力学理论,开展了“铅铋-水”相互作用三维数值模型与... 详细信息
来源: 评论
含铝奥氏体耐热钢在超临界二氧化碳中的腐蚀行为
收藏 引用
核动力工程 2022年 第6期43卷 101-107页
作者: 马赵丹丹 丛硕 陈勇 郭相龙 张瑞谦 刘珠 张弦 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反应堆燃料及材料重点实验室 成都610213 中国核动力研究设计院 成都610213 上海交通大学 上海200240
研究了20Cr-25Ni合金和一种新型结构材料含铝的奥氏体耐热钢(AFA钢)在600℃/20 MPa的超临界二氧化碳(S-CO_(2))环境中的腐蚀行为,并对2种合金的氧化膜形貌、成分和结构进行分析。研究发现,20Cr-25Ni合金出现明显的腐蚀增重增长趋势,表... 详细信息
来源: 评论
长寿期小型棒控压水控制棒方案研究
收藏 引用
技术 2024年 第3期47卷 123-132页
作者: 吴智强 谢金森 娄磊 陈鹏宇 刘涛 邓年彪 于涛 南华大学核科学技术学院 衡阳421001 南华大学先进核能设计与安全教育部重点实验室 衡阳421001 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
小型棒控压水舍弃了可溶硼,并高度依赖控制棒与可燃毒物棒控制芯的反应性。为研究控制棒对芯关键性能的影响,本文以核动力破冰船用KLT-40模型为对象,以轴向功率偏移、芯寿期、燃料利用率与径向功率峰因子为指标,开展长寿期小型... 详细信息
来源: 评论
汽液两相二维压力波传播程序开发及验证
收藏 引用
技术 2023年 第6期46卷 134-144页
作者: 龚政宇 辜峙钘 潘麒文 张牧昊 戴嘉宁 成都理工大学核技术与自动化工程学院 成都610059 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
反应堆系统内压力波传播将造成水力学载荷问题,压力波传播的精确模拟对结构载荷分析而言尤为重要。系统分析程序(RELAP5、TRACE等)被广泛应用于反应堆压力波传播模拟,但系统分析程序通常只能处理压力波单向一维传播行为,为应对压力波多... 详细信息
来源: 评论
考虑屏蔽套失效的主泵电机建模及性能分析
收藏 引用
电工技术学报 2024年 第S1期39卷 25-36页
作者: 刘能青 向学位 陈智 李辉 蒋鹏 输变电装备技术全国重点实验室(重庆大学) 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
屏蔽套是主泵电机的关键部件,由于屏蔽套受到多种应力作用容易发生失效及难以加装相关传感器观测屏蔽套状态,因此研究屏蔽套失效对主泵电机性能的影响很重要。目前,缺乏相关屏蔽套失效模型和失效对主泵电机性能的影响分析,该文提出... 详细信息
来源: 评论