咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 3,106 篇 期刊文献
  • 293 篇 会议
  • 1 篇 成果

馆藏范围

  • 3,400 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 3,314 篇 工学
    • 2,022 篇 核科学与技术
    • 453 篇 电气工程
    • 270 篇 动力工程及工程热...
    • 261 篇 机械工程
    • 203 篇 材料科学与工程(可...
    • 138 篇 计算机科学与技术...
    • 132 篇 软件工程
    • 102 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
    • 33 篇 电子科学与技术(可...
    • 20 篇 船舶与海洋工程
    • 18 篇 安全科学与工程
    • 17 篇 水利工程
    • 17 篇 环境科学与工程(可...
    • 16 篇 信息与通信工程
    • 16 篇 土木工程
    • 14 篇 化学工程与技术
    • 14 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
  • 53 篇 理学
    • 19 篇 数学
    • 15 篇 物理学
    • 11 篇 系统科学
  • 23 篇 经济学
    • 23 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
  • 1 篇 军事学

主题

  • 118 篇 核电厂
  • 93 篇 数值模拟
  • 92 篇 反应堆
  • 55 篇 蒸汽发生器
  • 55 篇 压水堆
  • 51 篇 核反应堆
  • 50 篇 华龙一号
  • 48 篇 燃料组件
  • 46 篇 自然循环
  • 46 篇 反应堆压力容器
  • 45 篇 热工水力
  • 45 篇 核电站
  • 44 篇 严重事故
  • 43 篇 压力容器
  • 41 篇 cfd
  • 38 篇 可靠性
  • 38 篇 控制棒驱动机构
  • 38 篇 流致振动
  • 32 篇 堆内构件
  • 32 篇 计算流体力学

机构

  • 2,282 篇 中国核动力研究设...
  • 331 篇 中国核动力研究设...
  • 273 篇 中国核动力研究设...
  • 212 篇 中国核动力研究设...
  • 201 篇 西安交通大学
  • 155 篇 清华大学
  • 98 篇 哈尔滨工程大学
  • 80 篇 上海交通大学
  • 76 篇 中国核动力研究设...
  • 66 篇 重庆大学
  • 63 篇 中国核动力研究设...
  • 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
  • 43 篇 四川大学
  • 37 篇 华北电力大学
  • 34 篇 西南交通大学
  • 23 篇 哈尔滨工业大学
  • 20 篇 环境保护部核与辐...

作者

  • 182 篇 黄彦平
  • 106 篇 邓坚
  • 106 篇 闫晓
  • 98 篇 张毅雄
  • 90 篇 余红星
  • 87 篇 李庆
  • 83 篇 罗英
  • 78 篇 姚栋
  • 70 篇 陈平
  • 67 篇 柴晓明
  • 67 篇 刘余
  • 65 篇 徐建军
  • 65 篇 臧峰刚
  • 63 篇 王侃
  • 60 篇 于颖锐
  • 57 篇 肖泽军
  • 56 篇 陈炳德
  • 54 篇 芦韡
  • 54 篇 王连杰
  • 53 篇 昝元锋

语言

  • 3,400 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室"
3400 条 记 录,以下是281-290 订阅
排序:
Cr涂层锆合金包壳腐蚀模型研究
收藏 引用
核动力工程 2024年 第S01期45卷 175-180页
作者: 沈勇 曾谢虎 段振刚 文青龙 袁波 何梁 高士鑫 重庆大学能源与动力工程学院 重庆400044 两江新能源(核能与动力)实验室 重庆400044 重庆大学低品位能源利用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重点实验室 成都610213
作为耐事故燃料(ATF)包壳候选材料之一,Cr涂层可显著提高锆合金包壳的抗腐蚀和抗氧化性能,有望延长服役寿期。为评估Cr涂层锆合金包壳腐蚀氧化行为,本文建立了Cr涂层锆合金包壳在压水正常运行工况下的腐蚀模型,并基于文献实验数据对... 详细信息
来源: 评论
自然循环系统摇摆条件下棒束通道内传热特性研究
收藏 引用
原子能科学技术 2022年 第8期56卷 1575-1583页
作者: 毕景良 谢峰 黄彦平 徐建军 袁德文 昝元锋 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 四川成都610041
棒束燃料元件子通道间流体存在搅混与横向二次流,流动及阻力特性相较矩形通道、圆管等简单通道更为复杂。核动力舰船、船舶、小型浮动核电站等会受到海浪影响,经常处于倾斜、摇摆、垂荡等瞬变运动下。目前的相关研究多集中在低压工况的... 详细信息
来源: 评论
窄缝通道内低雷诺数蒸汽流动换热特性数值模拟研究
收藏 引用
北京化工大学学报(自然科学版) 2024年 第6期51卷 87-93页
作者: 李根 卢涛 邓坚 周佳樾 罗彦 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 成都610213
为探究窄缝通道在大破口失水事故下再淹没过程中低雷诺数(Re_(in)=1 881~10 348)过热蒸汽的流动换热特性,采用计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)方法,基于优选出的湍流模型,探究加热面热流、压力条件和入口速度对低雷诺... 详细信息
来源: 评论
自然对流工况下顶三维温度场及流场数值模拟研究
收藏 引用
核动力工程 2023年 第S02期44卷 44-49页
作者: 唐向东 李维 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 成都610213
压水核电厂顶设备较多,温度场和流场复杂。为评估采用自然对流对控制棒驱动机构(CRDM)进行冷却的可行性。基于FLUENT软件,对自然对流工况下顶结构开展数值模拟研究,得到4种工况下的流场、温度场分布及线圈最高温升。模拟结果表明... 详细信息
来源: 评论
直流蒸汽发生器稳态热工水力实验参数敏感性研究
收藏 引用
原子能科学技术 2022年 第11期56卷 2365-2374页
作者: 张廷 杜代全 张文豪 卓文彬 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 四川成都610213
建立了直流蒸汽发生器热工水力特性的实验回路,针对稳态工况下不同参数(一次侧平均温度、负荷、蒸汽压力和给水温度)对蒸汽温度的影响进行了参数敏感性实验研究实验工况范围为:一次侧平均温度为282~307℃,负荷为20%FP~120%FP,蒸汽压力... 详细信息
来源: 评论
LBB管道裂纹泄漏率计算软件PICLES验证研究
收藏 引用
核动力工程 2022年 第6期43卷 168-173页
作者: 何风 吴万军 马若群 房永刚 艾红雷 王新军 孙英学 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 成都610213 生态环境部核与辐射安全中心 北京100082
管道裂纹泄漏率计算是破前漏(LBB)分析中的关键技术,采用与有效软件进行对比和与实验结果进行对比的方式,对国内自主研发的泄漏率计算软件PICLES进行验证研究。与已有成熟工程应用的国际同类软件(PICEP和SI-PICEP)对比,PICLES与其计算... 详细信息
来源: 评论
熔融物材料扩散系数的从头算分子动力学计算
收藏 引用
核动力工程 2023年 第1期44卷 73-78页
作者: 徐博 赵龙 邓俊楷 黎阳 郭可蓉 宫厚军 西安交通大学金属材料强度国家重点实验室 西安710049 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 成都610213
为获得核反应堆严重事故后期反应堆压力容器(RPV)下腔内熔融物微观组织的演化规律,需要对熔融物的材料物理性质进行研究。以熔融池中发生熔化过程的实际材料,包括燃料芯块UO_(2)、包壳管熔融后的U-Zr-O材料以及不锈钢构件熔融后的U-F... 详细信息
来源: 评论
空气布雷顿循环系统不同构型参数分析及优化
收藏 引用
中国电机工程学报 2023年 第21期43卷 8344-8355页
作者: 唐鑫 钱奕然 陈伟雄 方华伟 易经纬 严俊杰 动力工程多相流国家重点实验室(西安交通大学) 陕西省西安市710049 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) 四川省成都市610041
空气布雷顿循环技术成熟度高,环境适应性强,应用于可移动微小型可电源能量转换系统有待进一步选型设计。该文通过建立闭式空气布雷顿循环系统模型,探究不同循环构型关键参数对系统性能影响规律,并分别以最大循环效率和最大功率密度为目... 详细信息
来源: 评论
基于ABAQUS/FRANC3D的钢轨三维表面裂纹的扩展分析
收藏 引用
兵器装备工程学报 2024年 第2期45卷 246-253页
作者: 张启洞 闫华东 陈诚 杨康 中国兵器工业试验测试研究院 陕西华阴714200 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
为分析钢轨三维表面裂纹在轮轨载荷作用下的疲劳扩展路径和应力强度因子的变化,研究钢轨剥离掉块的损伤机理。运用Fortran语言编写用户子程序DLOAD和UTRACLOAD施加轮轨接触应力,利用有限元软件ABAQUS和FRANC3D模拟车轮在钢轨上的移动并... 详细信息
来源: 评论
Zr-4表面特性及冷却剂过冷度 对骤冷沸腾传热的影响
收藏 引用
原子能科学技术 2024年 第4期58卷 783-789页
作者: 熊平 孙源阳 罗彦 袁鹏 杜鹏 邓坚 卢涛 北京化工大学机电工程学院 北京100029 西华大学流体及动力机械教育部重点实验室 四川成都610039 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
核燃料棒再淹没骤冷沸腾是芯失水事故后避免芯熔化采取的重要事故缓释措施。本文采用不同粒度砂纸打磨得到不同粗糙度的Zr-4表面,研究了Zr-4表面粗糙度和冷却剂过冷度对骤冷沸腾过程冷却速率及沸腾换热的影响。对所制备的不同表面... 详细信息
来源: 评论