咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 2,856 篇 期刊文献
  • 258 篇 会议
  • 1 篇 成果

馆藏范围

  • 3,115 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 3,033 篇 工学
    • 1,834 篇 核科学与技术
    • 447 篇 电气工程
    • 260 篇 机械工程
    • 205 篇 材料科学与工程(可...
    • 175 篇 动力工程及工程热...
    • 140 篇 计算机科学与技术...
    • 133 篇 软件工程
    • 96 篇 力学(可授工学、理...
    • 94 篇 控制科学与工程
    • 77 篇 仪器科学与技术
    • 32 篇 电子科学与技术(可...
    • 21 篇 船舶与海洋工程
    • 18 篇 安全科学与工程
    • 17 篇 水利工程
    • 16 篇 土木工程
    • 16 篇 环境科学与工程(可...
    • 15 篇 信息与通信工程
    • 15 篇 化学工程与技术
    • 15 篇 网络空间安全
    • 13 篇 交通运输工程
  • 65 篇 管理学
    • 50 篇 管理科学与工程(可...
    • 11 篇 公共管理
  • 49 篇 理学
    • 19 篇 数学
    • 12 篇 物理学
    • 10 篇 系统科学
  • 22 篇 经济学
    • 22 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
  • 3 篇 法学
  • 3 篇 医学
  • 2 篇 文学
  • 1 篇 历史学

主题

  • 120 篇 核电厂
  • 92 篇 反应堆
  • 87 篇 数值模拟
  • 56 篇 压水堆
  • 50 篇 华龙一号
  • 48 篇 蒸汽发生器
  • 48 篇 核反应堆
  • 46 篇 反应堆压力容器
  • 44 篇 燃料组件
  • 43 篇 核电站
  • 42 篇 压力容器
  • 40 篇 严重事故
  • 39 篇 控制棒驱动机构
  • 38 篇 cfd
  • 38 篇 可靠性
  • 37 篇 流致振动
  • 32 篇 堆内构件
  • 32 篇 自然循环
  • 30 篇 热工水力
  • 29 篇 仿真

机构

  • 2,282 篇 中国核动力研究设...
  • 274 篇 中国核动力研究设...
  • 212 篇 中国核动力研究设...
  • 174 篇 西安交通大学
  • 131 篇 清华大学
  • 93 篇 哈尔滨工程大学
  • 76 篇 中国核动力研究设...
  • 74 篇 上海交通大学
  • 72 篇 中国核动力研究设...
  • 58 篇 中国核动力研究设...
  • 58 篇 重庆大学
  • 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 中国核动力研究设...
  • 40 篇 四川大学
  • 35 篇 西南交通大学
  • 26 篇 华北电力大学
  • 19 篇 环境保护部核与辐...
  • 19 篇 哈尔滨工业大学

作者

  • 106 篇 邓坚
  • 97 篇 张毅雄
  • 90 篇 余红星
  • 87 篇 李庆
  • 84 篇 罗英
  • 78 篇 姚栋
  • 70 篇 陈平
  • 67 篇 柴晓明
  • 67 篇 刘余
  • 66 篇 臧峰刚
  • 64 篇 王侃
  • 62 篇 于颖锐
  • 54 篇 芦韡
  • 54 篇 王连杰
  • 52 篇 冯志鹏
  • 51 篇 周毅
  • 50 篇 李垣明
  • 44 篇 李毅
  • 44 篇 赖建永
  • 42 篇 李满仓

语言

  • 3,115 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重点实验室"
3115 条 记 录,以下是1041-1050 订阅
排序:
数据不均衡条件下的控制棒驱动机构故障诊断
数据不均衡条件下的控制棒驱动机构故障诊断
收藏 引用
2024中国自动化大会
作者: 王昭苏 施海锐 郑杰 罗欣 彭仁勇 万一鸣 王治鹏 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 华中科技大学人工智能与自动化学院
控制棒驱动机构(Control Rod Drive Mechanism, CRDM)的状态监控对于核电站安全运行至关重要。然而,由于难以获取故障样本,导致数据集中故障样本远低于正常样本,引发类间数据不平衡,影响CDRM故障分类的准确性。为此,本文提出了一种基于... 详细信息
来源: 评论
基于大数据技术的科技档案管理转型研究与实践
收藏 引用
现代企业文化 2021年 第7期 24-26页
作者: 崔静华 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
在大数据时代,数据的激增、技术的发展、创新的需求使科技档案管理迎来了前所未有的发展转型机遇.文章在科技档案管理现实基础上,提出了基于大数据技术的科技档案管理转型发展具体目标、涉及的关键技术和保障条件,并介绍了作者所在部门... 详细信息
来源: 评论
压水芯多专业耦合计算软件COMPCS的研制与初步应用
收藏 引用
现代应用物理 2021年 第1期12卷 26-34页
作者: 李治刚 安萍 潘俊杰 赵文博 刘卢果 宫兆虎 芦韡 强胜龙 贺涛 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
基于3维时空中子动力学计算软件CORCA-K、芯热工水力计算软件CORTH及截面更新计算软件PACFAC,研制了压水芯多专业耦合计算软件COMPCS。采用压水弹棒基准题NEACRP和MOX/UO 2对COMPCS软件的弹棒事故模拟能力进行了验证,并对“华... 详细信息
来源: 评论
跨网多应用异构数据自动同步技术
收藏 引用
中国科技信息 2021年 第22期 82-84页
作者: 幸阳文 韩飞 何腾蛟 张爽 邹瑞璋 向海莉 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
针对物理隔离网络间异构数据同步难题,提出一种新的自动同步技术方案。该技术以任务调度为中心,结合代理服务,采用心跳信号进行状态管理,同时与现有基于光介质的数据导入导出系统集成。实现多应用系统、异构数据、语言无关、不同网络环...
来源: 评论
二氧化碳冷却反应堆始发事件和验收准则研究
收藏 引用
核技术 2020年 第6期43卷 21-28页
作者: 毛辉辉 张丹 高春天 吴攀 刘余 毕树茂 米争鹏 (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 西安交通大学 西安710049
直接循环二氧化碳冷却反应堆作为一种新概念反应堆,和直接循环沸水、间接循环氦气冷却、压水等相比,其系统配置及安全特性不同,安全设计中所考虑的始发事件与安全准则与现有反应堆存在差异。始发事件清单是反应堆设计的重要输入项... 详细信息
来源: 评论
核电厂安全级控制系统软件关键性分析
收藏 引用
核电子学与探测技术 2021年 第1期41卷 12-17页
作者: 崔景博 肖安洪 何伟 蔡源凤 吴一纯 厦门大学能源学院 福建厦门361102 福建省核能工程技术研究中心 福建厦门361102 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
为规范核电厂控制系统的软件开发和验证活动,提出了软件关键性分析方法。运用软件关键性流程树对软件组件的关键性等级进行初步分类,按软件危险性与可操作性分析方法验证该关键性等级,结合控制系统的整体安全目标确定各软件组件的安全... 详细信息
来源: 评论
基于电流特征处理的CRDM逆变器故障诊断方法研究
收藏 引用
核动力工程 2020年 第S02期41卷 36-40页
作者: 张建建 青先国 蔡晨 彭仁勇 韩剑波 单伟 黄秋靓 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 国网四川省电力公司成都供电公司 成都610000
采用一种三相电流信号特征处理方法实现控制棒驱动机构(CRDM)逆变器功率管(IGBT)故障诊断。在线采集三相电流并归一化处理后,将归一化电流方波化处理,避免因负载等变化带来的电流波形畸变的影响,随后获取电流均值与极性,建立故障监测和... 详细信息
来源: 评论
基于顺序函数法的圆管内部流体温度反演
收藏 引用
原子能科学技术 2020年 第9期54卷 1595-1603页
作者: 熊平 陆祺 卢涛 邓坚 刘余 张勇 北京化工大学机电工程学院 北京100029 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
本文利用顺序函数法(SFSM)对二维圆管内近壁面流体温度和对流换热系数进行快速反演。通过数值实验验证了导热反问题程序的精确性,探讨了测量噪声对反演结果的影响。结果表明:该方法能精确反演得到圆管近壁面流体温度和对流换热系数;当... 详细信息
来源: 评论
P92钢应变速率相关的高温低周疲劳行为研究
收藏 引用
压力容器 2021年 第1期38卷 1-8,14页
作者: 张尚林 轩福贞 罗英 邱天 邱阳 胡甜 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 华东理工大学机械与动力工程学院 上海200237
随着电站设备向高参数、大型化方向发展,高温低周疲劳问题成为威胁关键设备安全服役的重要因素。针对电站设备广泛应用的P92钢,开展了不同应变速率的625℃高温下的低周疲劳试验,研究对称和非对称应变速率下的循环变形行为。结果表明,P9... 详细信息
来源: 评论
面向不同先进反应堆应用的新型不锈钢包壳研发进展
收藏 引用
中国基础科学 2021年 第4期23卷 1-8页
作者: 陈平 张瑞谦 段振刚 高士鑫 杜沛南 邱玺 周毅 尹春雨 何琨 何梁 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
作为核反应堆的关键部件材料之一,核燃料的包壳服役性能严重制约核反应安全、性能和用途设计。新型不锈钢已成为未来先进反应堆核燃料用包壳的主要候选材料之一。本文概述国外不锈钢包壳材料研发进展,着重介绍我国在Fe Cr Al等新型包壳... 详细信息
来源: 评论