咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 2,720 篇 期刊文献
  • 250 篇 会议
  • 1 篇 成果

馆藏范围

  • 2,971 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 2,893 篇 工学
    • 1,754 篇 核科学与技术
    • 431 篇 电气工程
    • 250 篇 机械工程
    • 191 篇 材料科学与工程(可...
    • 153 篇 动力工程及工程热...
    • 132 篇 计算机科学与技术...
    • 126 篇 软件工程
    • 96 篇 力学(可授工学、理...
    • 85 篇 控制科学与工程
    • 70 篇 仪器科学与技术
    • 30 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
    • 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
    • 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

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

机构

  • 2,276 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...
  • 169 篇 西安交通大学
  • 128 篇 清华大学
  • 93 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...
  • 55 篇 核反应堆系统设计...
  • 54 篇 南华大学
  • 54 篇 中国核动力研究设...
  • 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
  • 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...
  • 15 篇 中国核动力研究设...

作者

  • 103 篇 邓坚
  • 95 篇 张毅雄
  • 90 篇 余红星
  • 86 篇 李庆
  • 82 篇 罗英
  • 77 篇 姚栋
  • 69 篇 陈平
  • 67 篇 臧峰刚
  • 66 篇 王侃
  • 65 篇 柴晓明
  • 64 篇 刘余
  • 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
  • 43 篇 李毅
  • 42 篇 李满仓
  • 42 篇 王庆田

语言

  • 2,971 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力院核反应堆系统设计技术重点实验室"
2971 条 记 录,以下是41-50 订阅
排序:
核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法研究
收藏 引用
核动力工程 2023年 第1期44卷 97-103页
作者: 周旭 彭航 杜华 邓强 张志强 刘彦霆 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
为建立核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法,以优化现有以试验为主的转动装置用轴承磨损寿命分析手段,通过构建运行工况下的轴承力学分析模型得到滚道-滚动体接触力学特性,通过套圈控制理论,结合转动装置的运行特点,得到轴承... 详细信息
来源: 评论
外核探测器中子灵敏度计算模型研究
收藏 引用
核动力工程 2024年 第3期45卷 272-278页
作者: 刘耀隆 陈智 黄有骏 林超 高志宇 罗庭芳 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 南华大学 湖南衡阳421200
本研究以蒙特卡罗方法为基础,提出了一种中子灵敏度计算模型,用于外核探测器核性能设计研究。首先,基于探测器物理原理,得到中子灵敏度的影响因素;在此基础上,分析探测器孔道处中子场特性,提出中子灵敏度计算模型;对计算模型进行讨论... 详细信息
来源: 评论
残余气孔对TRISO颗粒高温内热-力学行为影响研究
收藏 引用
核动力工程 2023年 第6期44卷 155-161页
作者: 赵艳丽 刘仕超 李垣明 唐昌兵 路怀玉 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
为了明确SiC层中可能出现残余气孔对三向同性燃料(TRISO)颗粒内性能影响,确定残余气孔的临界尺寸,本文采用多物理场耦合COMSOL软件对含有残余气孔的TRISO颗粒的内行为进行数值模拟,以分析TRISO颗粒裂变气体、CO释放量及内压和残余... 详细信息
来源: 评论
超高通量快中子试验芯初步概念设计
收藏 引用
核动力工程 2023年 第2期44卷 222-226页
作者: 蔡云 王连杰 汪量子 夏榜样 娄磊 张斌 张策 胡钰莹 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
针对先进核能系统发展需要,提出了超高通量芯概念设计。本文采用板型燃料、正方形燃料组件设计,设置宽流道保证芯冷却剂占有较高的体积份额。芯采用52盒燃料组件,设置8盒控制棒组件和较厚的反射层。通过芯概念设计方案评价... 详细信息
来源: 评论
CSR150反应性控制研究
收藏 引用
核动力工程 2023年 第S01期44卷 95-100页
作者: 卢迪 王连杰 夏榜样 黄彦平 姚磊 刘鑫尧 周亚婧 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核反应堆热工水力技术重点实验室 成都610213
超临界水冷技术示范(CSR150)借鉴了中国超临界水冷(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应... 详细信息
来源: 评论
新型锆合金包壳蠕变性能评价方法研究
收藏 引用
核动力工程 2023年 第4期44卷 234-239页
作者: 邢硕 蒲曾坪 张坤 焦拥军 戴训 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
为建立可用于新型锆合金的蠕变模型,本文根据新型锆合金的蠕变试验数据,研究了新型锆合金包壳管在温度为593~673 K、应力在60~160 MPa条件下的内外蠕变行为,采用锆合金经典蠕变模型对新型锆合金包壳蠕变性能进行了预测研究,从蠕变行... 详细信息
来源: 评论
二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究
收藏 引用
核动力工程 2023年 第3期44卷 160-164页
作者: 鲜麟 李峰 喻娜 吴清 邱志方 邓坚 卢毅力 李海颖 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
针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统(PRS)应用于改进型压水反应堆存在限制条件,构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远,使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计,采用ARSAC软... 详细信息
来源: 评论
环形元件超高通量芯初步概念设计
收藏 引用
核动力工程 2023年 第2期44卷 227-231页
作者: 王连杰 蔡云 汪量子 夏榜样 娄磊 张斌 张策 胡钰莹 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
基于环形燃料元件,提出了一种超高通量(UFR)芯概念设计。UFR燃料组件设计采用61个燃料元件构成的六角形组件,芯采用52盒燃料组件、9盒控制棒组件和厚反射层设计。通过开展芯概念设计方案评价,给出了芯循环长度、中子注量率、... 详细信息
来源: 评论
基于ROERE模型的反应堆信息抽取方法研究
收藏 引用
核动力工程 2024年 第3期45卷 252-257页
作者: 李聪 李思佳 徐浩然 颜雄 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 四川大学 成都610065
反应堆设计领域的文本中存在着大量价值信息需要被挖掘,而非结构化的存储形式给信息提取工作造成了极大的困难。传统基于人工规则的信息抽取方法难以在复杂数据的处理上产生效率,需要采用人工智能的技术方法来克服这些问题。本文针对反... 详细信息
来源: 评论
热管反应堆用钼铼合金的研究进展
收藏 引用
材料导报 2023年 第2期37卷 97-105页
作者: 邱玺 高士鑫 李权 李垣明 李文杰 辛勇 中国核动力研究设计院 成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室 成都610213
热管反应堆是一种采用热管将芯产生的热量传导至反应堆二回路或热电转换装置的新型固态反应堆,具有设计结构紧凑、固有安全性高、运行特性简单等特点,在星表能源、深海探测和陆基电源等新兴领域具有广阔应用前景,因而成为目前国内外... 详细信息
来源: 评论