咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 2,743 篇 期刊文献
  • 245 篇 会议
  • 1 篇 成果

馆藏范围

  • 2,989 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 2,911 篇 工学
    • 1,759 篇 核科学与技术
    • 438 篇 电气工程
    • 252 篇 机械工程
    • 191 篇 材料科学与工程(可...
    • 155 篇 动力工程及工程热...
    • 132 篇 计算机科学与技术...
    • 127 篇 软件工程
    • 94 篇 力学(可授工学、理...
    • 87 篇 控制科学与工程
    • 74 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 土木工程
    • 18 篇 安全科学与工程
    • 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
    • 13 篇 交通运输工程
  • 60 篇 管理学
    • 45 篇 管理科学与工程(可...
    • 11 篇 公共管理
  • 48 篇 理学
    • 19 篇 数学
    • 11 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
  • 6 篇 艺术学
  • 3 篇 法学
  • 3 篇 医学
  • 2 篇 文学
  • 1 篇 历史学

主题

  • 117 篇 核电厂
  • 88 篇 反应堆
  • 80 篇 数值模拟
  • 53 篇 压水堆
  • 50 篇 华龙一号
  • 47 篇 蒸汽发生器
  • 47 篇 核反应堆
  • 45 篇 反应堆压力容器
  • 42 篇 燃料组件
  • 42 篇 压力容器
  • 42 篇 核电站
  • 39 篇 严重事故
  • 37 篇 cfd
  • 37 篇 可靠性
  • 37 篇 控制棒驱动机构
  • 35 篇 流致振动
  • 33 篇 堆内构件
  • 31 篇 自然循环
  • 28 篇 有限元
  • 28 篇 仿真

机构

  • 2,282 篇 中国核动力研究设...
  • 273 篇 中国核动力研究设...
  • 192 篇 中国核动力研究设...
  • 171 篇 西安交通大学
  • 128 篇 清华大学
  • 92 篇 哈尔滨工程大学
  • 76 篇 中国核动力研究设...
  • 70 篇 上海交通大学
  • 58 篇 中国核动力研究设...
  • 54 篇 中国核动力研究设...
  • 53 篇 核反应堆系统设计...
  • 53 篇 南华大学
  • 41 篇 重庆大学
  • 35 篇 四川大学
  • 32 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...
  • 19 篇 哈尔滨工业大学
  • 18 篇 国家能源压水反应...

作者

  • 104 篇 邓坚
  • 97 篇 张毅雄
  • 89 篇 余红星
  • 86 篇 李庆
  • 83 篇 罗英
  • 78 篇 姚栋
  • 70 篇 陈平
  • 66 篇 臧峰刚
  • 65 篇 柴晓明
  • 65 篇 刘余
  • 65 篇 王侃
  • 60 篇 于颖锐
  • 54 篇 芦韡
  • 54 篇 王连杰
  • 51 篇 冯志鹏
  • 49 篇 周毅
  • 48 篇 李垣明
  • 44 篇 陈智
  • 43 篇 李毅
  • 43 篇 王庆田

语言

  • 2,989 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实验室"
2989 条 记 录,以下是271-280 订阅
排序:
成核密度模型对弧形表面CHF的影响
收藏 引用
核动力工程 2021年 第4期42卷 56-62页
作者: 李丹 杨戴博 李昆 黎刚 贾艺歌 姚璋 李昂 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
反应堆发生严重事故时,必须及时对反应堆压力容器(RPV)下封头进行外部冷却以降低下封头损毁可能性,事故期间下封头具有很高的热流分布,在实施外部冷却时可能出现由于过冷沸腾导致的气泡聚集而产生换热恶化从而烧毁。本研究利用ANSYS Flu... 详细信息
来源: 评论
临界热流密度机理模型发展综述
收藏 引用
核动力工程 2021年 第3期42卷 211-217页
作者: 刘伟 彭诗念 江光明 刘余 邓坚 胡迎 刘晓波 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
为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验... 详细信息
来源: 评论
一步法输运计算程序KuaFu开发与验证
收藏 引用
核动力工程 2021年 第1期42卷 211-216页
作者: 赵晨 彭星杰 赵文博 于颖锐 李庆 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
为了拓展一步法输运计算方法在结构复杂先进反应堆中的应用,基于构建实体几何理论及二维/一维耦合方法,采用C++、Python混合编程开发了一步法输运计算程序KuaFu,并应用粗网有限差分方法(CMFD)、大规模并行技术对二维/一维耦合方法进行... 详细信息
来源: 评论
模块式小型多样性保护系统研究设计
收藏 引用
核动力工程 2022年 第S02期43卷 228-233页
作者: 朱攀 习蒙蒙 许东芳 邱志方 刘宏春 钟思洁 党高建 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
对模块式小型多样性保护系统(RDA)的关键技术进行了研究和分析论证,首次采用基于概率论与确定论相结合的多样性保护信号设计方法,对保护信号整定值及延迟时间的确定进行了深入研究,实现了保护信号设置最小化和保护功能最大化;同时在RD... 详细信息
来源: 评论
基于OpenFOAM的管束流固耦合模拟与数据驱动建模
收藏 引用
核动力工程 2022年 第S02期43卷 158-164页
作者: 冯志鹏 张毅雄 黄旋 刘帅 齐欢欢 蔡逢春 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
为实现开源工具OpenFOAM在管束流固耦合行为预测方面的应用,针对OpenFOAM缺乏大涡模拟验证的综合基准案例、缺乏基于OpenFOAM仿真数据的参数辨识方法和数据驱动建模方法问题,首先通过研究基准问题来定量比较OpenFOAM中大涡模拟的性能,... 详细信息
来源: 评论
非线性能量阱的曲梁设计研究
收藏 引用
振动与冲击 2024年 第22期43卷 53-61页
作者: 郑智伟 黄修长 华宏星 袁志豪 杨咏 上海交通大学机械系统与振动全国重点实验室 上海200240 上海船舶设备研究所船舶与海洋工程特种装备和动力系统国家工程研究中心 上海200031 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
非线性能量阱(nonlinear energy sink,NES)在减振和能量采集领域具有重要价值。尽管立方刚度NES及含立方刚度的双稳态NES已受广泛研究,但精确实现指定立方刚度的方法鲜有讨论。为此针对基于欧拉曲梁实现的NES开展研究,通过减小曲梁回复... 详细信息
来源: 评论
基于WMS的无旋和螺旋气液两相流流型及空泡份额实验研究
收藏 引用
核动力工程 2022年 第5期43卷 43-50页
作者: 刘帅 陈聪 刘莉 顾汉洋 张嘉荣 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
为探究气液两相流流型从无旋状态转变为螺旋状态前后的流型特征及空泡份额时空分布特性,基于高速摄影仪和自主开发的丝网传感器(WMS)测量技术,对内径为30 mm的水平管内起旋装置作用下空气-水两相流的相态时空演变特性进行了可视化实验... 详细信息
来源: 评论
弹簧金属C形环密封特性分析及优化设计方法研究
收藏 引用
核动力工程 2021年 第S02期42卷 54-59页
作者: 姜露 李辉 张瀛 邵雪娇 张丽屏 傅孝龙 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
为完善弹簧金属C形环密封特性分析及设计方法,通过建立精细化分析模型,对压缩回弹特性曲线进行精确模拟,并通过试验数据验证数值方法的有效性和正确性;此外,采用试验设计方法开展结构参数敏感性系统分析,深入研究设计参数对密封特性的... 详细信息
来源: 评论
封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落试验研究
收藏 引用
核动力工程 2021年 第S02期42卷 70-76页
作者: 刘帅 江小州 冯志鹏 黄旋 张锐 张毅雄 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
通过对封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落现象进行研究,根据其三通管道漩涡脱落产生机理,建立了封闭三通旁支管试验装置进行机理验证。采用粒子图像测速(PIV)试验手段,获取不同流动工况下封闭三通旁支管三通位置处截面流线、速度等,分析... 详细信息
来源: 评论
我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断需求分析
收藏 引用
核动力工程 2021年 第4期42卷 151-158页
作者: 于红 程诗思 李兰 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
应急状态分级可以较合理地界定核事故所致各种紧急情况的应急响应需求,从而为执行充分但又不过度的应急处置争取更多的时间。本文通过对能够代表我国目前应急状态分级技术整体水平的秦山第二核电厂1&2号机组的一整套分级矩阵的改进... 详细信息
来源: 评论