咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 2,860 篇 期刊文献
  • 259 篇 会议
  • 1 篇 成果

馆藏范围

  • 3,120 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 3,038 篇 工学
    • 1,836 篇 核科学与技术
    • 447 篇 电气工程
    • 260 篇 机械工程
    • 207 篇 材料科学与工程(可...
    • 177 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

  • 2,284 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
  • 73 篇 中国核动力研究设...
  • 59 篇 中国核动力研究设...
  • 59 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
  • 42 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

  • 3,120 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"
3120 条 记 录,以下是1211-1220 订阅
排序:
内置稳压隔热水层的设计与数值研究
收藏 引用
核动力工程 2019年 第1期40卷 78-81页
作者: 曾畅 隋海明 任云 钟发杰 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
针对ACP100+模块化小型的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的... 详细信息
来源: 评论
华龙一号主管道设计及国内外技术对比
收藏 引用
科技视界 2021年 第17期 16-17页
作者: 刘向红 陶舒畅 黄均麟 蒋鸿 黄燕 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
主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),形成重要的一回路压力边界,为反应堆冷却剂提供循环通道,承受高温、高压和高强放射性,是关系反应堆安全运行的关键部件之一,属于核安全一级设备。华龙一号采用自主化... 详细信息
来源: 评论
Flowm aster与Fluent耦合接口技术研究
收藏 引用
科学技术创新 2021年 第18期 54-56页
作者: 陈爽 刘诗文 孙燕 杨钊 张骐 王嘉瑞 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
在进行复杂的流体系统计算时,单一维度的模拟计算难以同时满足模拟精度及计算周期的要求。本文以Flowmaster和Fluent为对象,基于C#平台开发了一/三维耦合程序。并建立Y形管道一维、三维模型,通过耦合程序实现了Y形管道Flowmaster和Fluen... 详细信息
来源: 评论
舰船关键系统故障诊断技术研究
收藏 引用
科技视界 2021年 第10期 115-117页
作者: 夏源 李丹 杨戴博 黎刚 李昆 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
舰船作为航运业的交通工具,对国家的军事、经济等方面具有重要的意义。随着舰船体量与结构的复杂化,舰船故障率提升,舰船相关系统的故障诊断技术研究受到广泛关注。舰船系统的自动化程度的提高,对舰船系统故障状态的诊断与处理方面提出... 详细信息
来源: 评论
芯Pin-by-pin超级均匀化因子计算方法研究
收藏 引用
核技术 2020年 第6期43卷 1-6页
作者: 张斌 李云召 吴宏春 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 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049
随着科学研究的不断深入、计算条件和对设计计算精度要求的不断提高,全芯Pin-by-pin计算已成为了下一代芯数值计算方法研究热点。超级均匀化方法作为全芯Pin-by-pin计算的均匀化方法主流方法之一被广泛使用。针对燃料组件采用传... 详细信息
来源: 评论
现象识别与排序方法的发展与创新
收藏 引用
核科学与技术 2023年 第1期11卷 1-13页
作者: 姚垚 陈伟 宫厚军 邓程程 杨军 华中科技大学能源与动力工程学院核工程与核技术系 湖北 武汉 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 国防科技工业核动力技术创新中心 四川 成都
现象识别与排序表(PIRT)是一种通过信息整理和专家判断,对核电站工况所涉及的现象按照其重要程度进行识别与排序的分析方法,该方法可让研究侧重于分析较重要的现象,提高安全分析效率。PIRT方法自创立以来不断得到完善与创新,本文基于对P... 详细信息
来源: 评论
含铒不锈钢屏蔽材料中第二相的析出行为研究
收藏 引用
钢铁钒钛 2020年 第2期41卷 163-168页
作者: 赵勇 刘云明 谷明非 潘钱付 王玉容 吴裕 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室 四川成都610213 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
利用金相显微镜(OM)和扫描电镜(SEM)对含铒不锈钢中第二相的析出行为进行了研究。结果表明:不锈钢中第二相以Ni-Er系为主,存在两种元素组成一致但含量差异明显的第二相,两种第二相中Ni、Er摩尔分数之比均为2∶1;不锈钢中第二相大部分呈... 详细信息
来源: 评论
基于层次分析法的核燃料包壳涂层制备可靠性评价及质量改进
收藏 引用
中国设备工程 2024年 第11期 230-232页
作者: 胡述伟 祁童百惠 周明扬 尹泓卜 兰峋 王昱 高士鑫 辛勇 陈平 中国核动力研究设计院 核反应堆技术全国重点实验室 四川成都610213 中航(成都)无人机系统股份有限公司 四川成都611743 中国商飞上海飞机设计研究院 上海210200
在前期工业化全尺寸设备试生产中,核燃料包壳涂层存在一次合格率低问题。本文采用层次分析法对核燃料包壳涂层进行了可靠性评价,通过判断矩阵的构建、权重计算以及一致性检验成功查找出导致涂层制备可靠性不足的主要影响因素,并针对这... 详细信息
来源: 评论
核电仪控系统散热性能模拟分析与试验研究
收藏 引用
重庆理工大学学报(自然科学) 2021年 第10期35卷 233-240页
作者: 陈伟 刘明星 王东伟 梁建 刘美玲 李华桥 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610041 西安交通大学能源与动力工程学院 西安710049 四川大学计算机学院 成都610041
为保证核电仪控系统的热稳定性和热可靠性,从机柜系统的角度出发,通过获取功能模块在机柜系统中工作时的周边环境参数,通过详细建模获取单个器件的温度情况,并对器件的温度值校核,判断器件是否满足其工作温度要求。结合长期稳定性试验... 详细信息
来源: 评论
具备三代核电安全功能特征的RCI系统冷却剂流道设计
收藏 引用
科技视界 2021年 第12期 103-106页
作者: 邱阳 杨敏 谢国福 陈海波 杨立才 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
田湾5、6号机组核岛设计在充分吸收福岛核事故经验反馈的基础上,采纳先进三代核电的熔融物内滞留(IVR)安全设计理念,设置了腔冷却剂注入(RCI)系统。为实现RCI功能,反应堆压力容器(RPV)保温层需与RPV以及坑壁之间形成具有一定间隙... 详细信息
来源: 评论