咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 3,118 篇 期刊文献
  • 293 篇 会议
  • 1 篇 成果

馆藏范围

  • 3,412 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 3,326 篇 工学
    • 2,029 篇 核科学与技术
    • 455 篇 电气工程
    • 270 篇 动力工程及工程热...
    • 261 篇 机械工程
    • 206 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
    • 34 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
    • 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

  • 2,284 篇 中国核动力研究设...
  • 331 篇 中国核动力研究设...
  • 274 篇 中国核动力研究设...
  • 213 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...
  • 69 篇 中国核动力研究设...
  • 67 篇 重庆大学
  • 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
  • 43 篇 四川大学
  • 37 篇 华北电力大学
  • 35 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
  • 107 篇 邓坚
  • 106 篇 闫晓
  • 98 篇 张毅雄
  • 91 篇 余红星
  • 87 篇 李庆
  • 83 篇 罗英
  • 78 篇 姚栋
  • 70 篇 陈平
  • 68 篇 刘余
  • 67 篇 柴晓明
  • 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

  • 3,412 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"
3412 条 记 录,以下是3301-3310 订阅
排序:
核反应堆模糊控制
收藏 引用
自动化信息 2008年 第11期 46-48页
作者: 王远隆 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610041
本文采用比较分析方法,分别用模糊控制技术与常规控制技术实现对反应堆的控制,并通过仿真计算给出图示对比。结果表明,用模糊控制技术实现对反应堆的控制有其独特的优越性。
来源: 评论
焊接残余应力有限元分析技术研究
焊接残余应力有限元分析技术研究
收藏 引用
第四届中国CAE工程分析技术年会暨2008全国计算机辅助工程(CAE)技术与应用高级研讨会
作者: 孙英学 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
本文以某核电站CRDM耐压壳Ω焊接为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,并计算出焊接后残余应力的分布,绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析。通过本项目的研究,掌握了焊接残余应力的分析技术,达到了研究目的。
来源: 评论
大型先进压水核电站芯装载方案设想
收藏 引用
中国核电 2008年 第3期1卷 212-215页
作者: 李冬生 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610041
核电站芯装载方案是反应堆设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进... 详细信息
来源: 评论
秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析
秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析
收藏 引用
第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议
作者: 胡建军 芮旻 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
压水核电站LOCA(失水事故)后,由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制,在安全壳内产生大量的氢气,这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物,在一定条件下会造成爆炸的危险。LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于... 详细信息
来源: 评论
核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
收藏 引用
第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议
作者: 王远隆 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
本文针对核反应堆动力学模型刚性问题提出了简易处理方法,并给出了仿真结果。这样的方法可以有效地应用于反应堆控制系统的设计
来源: 评论
无损检测技术在秦山二期核反应堆压力容器制造中的应用
收藏 引用
中国核电 2008年 第4期1卷 304-308页
作者: 罗英 米小琴 钟元章 张敬才 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610041
论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆... 详细信息
来源: 评论
反应堆压力容器芯段断裂力学分析
反应堆压力容器堆芯段断裂力学分析
收藏 引用
第十四届全国疲劳与断裂学术会议
作者: 孙英学 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
本文对反应堆压力容器运行128炉后的状态,进行了芯段的应力计算、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂分析,并按照ASMB规范对计算结果进行了分析和评定。评定结果表明:反应堆压力容器运行128炉后,芯段疲劳裂纹扩展和快速断裂都满足相应的评... 详细信息
来源: 评论
J2EE信息系统性能故障诊断方法
收藏 引用
中国制造业信息化(学术版) 2008年 第9期37卷 22-26页
作者: 曾辉 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610041
J2EE系统性能故障往往难以诊断,在分析J2EE系统结构和性能故障机理的基础上,提出了一种层次化的诊断方法,列举了主要的故障原因和处置对策并给出了应用实例,以帮助运行维护人员准确诊断和排除性能故障。
来源: 评论
核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
收藏 引用
第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议
作者: 王远隆 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 610041
本文针对核反应堆动力学模型刚性问题提出了简易处理方法,并给出了仿真结果。这样的方法可以有效地应用于反应堆控制系统的设计
来源: 评论
突出重围、奔向胜利的杀手锏——评神舟AVIDM软件与信息安全保护
收藏 引用
中国制造业信息化(应用版) 2008年 第2期37卷 24-25页
作者: 刘东 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家级重点实验室
PLM产业,这个IT界与制造业界结合的宠儿,如今不再是书本上的先行概念。伴随着企业内部整合资源、提高竞争力的强烈需求,像一个稍显稚嫩但充满朝气的青年,急不可待地要登上人生的舞台,成为聚光灯的主角。PLM产业这块大蛋糕的吸引力... 详细信息
来源: 评论