咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 2,729 篇 期刊文献
  • 250 篇 会议
  • 1 篇 成果

馆藏范围

  • 2,980 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 2,902 篇 工学
    • 1,759 篇 核科学与技术
    • 432 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
    • 71 篇 仪器科学与技术
    • 31 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
  • 35 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

  • 2,282 篇 中国核动力研究设...
  • 274 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...
  • 42 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
  • 96 篇 张毅雄
  • 90 篇 余红星
  • 86 篇 李庆
  • 82 篇 罗英
  • 77 篇 姚栋
  • 70 篇 陈平
  • 67 篇 臧峰刚
  • 66 篇 王侃
  • 65 篇 柴晓明
  • 65 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
  • 44 篇 李毅
  • 43 篇 赖建永
  • 42 篇 李满仓

语言

  • 2,980 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"
2980 条 记 录,以下是891-900 订阅
排序:
刊误:耐事故燃料用Cr涂层锆合金包壳研究进展
收藏 引用
技术 2022年 第7期45卷 116-116页
作者: 段振刚 陈平 周毅 高士鑫 焦拥军 尹春雨 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
刊误:核技术,2022,45(3):030001.
来源: 评论
α-Fe材料辐照促进应力腐蚀开裂计算模拟研究
收藏 引用
广东化工 2023年 第14期50卷 25-27页
作者: 胡朝威 何培峰 于天达 杨琳龙 董怡斌 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 山东大学前沿交叉科学青岛研究院 山东青岛266237
对于压水反应堆结构,辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)是其最主要的失效机制。理解辐照条件下辐照缺陷与微裂纹之间的相互作用,是理解辐照促进应力腐蚀开裂微观机制的重要一步。在本研究中,利用反应力场分子动力学(ReaxFF-MD)方法,模拟了体... 详细信息
来源: 评论
高温有机工质两相流磁流体发电的性能研究
收藏 引用
工程热物理学报 2020年 第12期41卷 3046-3052页
作者: 方日亮 黄护林 李来 鹿鹏 何晓强 南京航空航天大学航天学院 南京210016 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
本文基于多相流混合模型,研究了以高温有机流体(癸烷、丙基环已烷)为驱动工质携带液态金属钠的两相流磁流体发电机的性能。通过比较不同工况下两种驱动工质的发电效率,发现以癸烷为驱动工质的发电机的发电效率更高。对癸烷为驱动工质进... 详细信息
来源: 评论
反应堆辐射屏蔽多目标优化方法研究
收藏 引用
核动力工程 2020年 第5期41卷 178-184页
作者: 张泽寰 宋英明 卢川 唐松乾 肖锋 吕焕文 杨俊云 毛婕 南华大学核科学技术学院 湖南衡阳421001 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
为解决基于蒙特卡罗方法的传统屏蔽优化方法效率低、可应用性差的缺点,本文基于精英策略的非支配排序遗传算法(NSGA-Ⅱ)和小批量随机梯度下降法(MBGD)对反应堆屏蔽优化方法进行了研究,同时改进了遗传算法自适应变异率算子以增强遗传算... 详细信息
来源: 评论
核电厂安全级DCS机柜火灾薄弱部位优化分析
收藏 引用
仪器仪表用户 2023年 第2期30卷 79-85,103页
作者: 高楠 刘明明 刘全东 覃吴 李尉弘 郑兴 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 华北电力大学国家新能源发电工程研究中心 北京102206
安全级DCS作为核电厂的安全重要部分,对设备的安全性及可靠性较高。对安全级DCS机柜提前进行火灾仿真,改进机柜内的火灾薄弱部位,对其安全可靠起着辅助作用。本文主要对安全级DCS机柜内火灾薄弱环节进行分析,提出机柜薄弱部位优化设计... 详细信息
来源: 评论
纳米单晶铜磨料磨损的分子动力学研究
收藏 引用
有色金属工程 2021年 第1期11卷 50-55页
作者: 杜华 杨龙龙 于紫舒 吴冰洁 张亚楠 孙琨 方亮 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610014 西安交通大学金属材料国家重点实验室 西安710049
使用开源分子动力学模拟软件,建立了单晶铜三体磨料磨损的分子动力学模型,模拟不同水膜厚度和载荷下单晶铜三体磨料磨损的过程,分析了在水膜厚度和载荷对单晶铜基体磨料磨损的磨损机制和磨损率。结果表明:无水膜时,磨料直接压入单晶铜基... 详细信息
来源: 评论
瞬变外力场下反应堆系统自然循环特性研究
收藏 引用
科技视界 2022年 第29期 35-38页
作者: 陈冲 陆祺 孙洪平 武小莉 中国核动力研究设计院 四川成都610000 核反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610000
反应堆系统常采用自然循环方式运行,自然循环系统驱动压头较小,并且受冷热源高度差影响较大,极容易受到瞬变外力场影响。在本研究中首先基于理论方法建立典型瞬变外力条件下自然循环驱动力模型,开发自然循环分析程序,研究不同条件下系... 详细信息
来源: 评论
高温铅铋环境铁马钢表面氧化膜微动磨损行为研究
高温铅铋环境铁马钢表面氧化膜微动磨损行为研究
收藏 引用
中国核学会2023年学术年会
作者: 米雪 孙奇 郑学超 朱旻昊 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 西南交通大学材料科学与工程学院
液态铅铋共晶合金具有优异的热工水力学和中子学性能,是第四代液态金属冷却快最重要的冷却工质之一。但铅冷快燃料包壳管主要候选材料铁素体/马氏体钢(铁马钢,如T91)在高温铅铋环境中存在严重液态金属腐蚀和脆化问题,一定程度上阻... 详细信息
来源: 评论
基于非线性方程组和优化建模的实验数据重构方法
收藏 引用
四川大学学报(自然科学版) 2021年 第6期58卷 9-14页
作者: 郝玉洁 郭子萱 胡兵 唐昌兵 王浩煜 辛勇 四川大学数学学院 成都610064 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610000
针对离散测量γ射线计数过程中的实验数据重构问题,本文首先建立了正向计算的矩阵模型,将重构问题转化为求解不定的非线性方程组的数学问题,然后分别基于优化目标函数和Lagrange乘子法建立了两种重构模型,进而求解最优解.数值算例表明,... 详细信息
来源: 评论
放射性能谱智能化分析程序开发和应用
收藏 引用
科技视界 2022年 第1期 20-22页
作者: 田超 刘嘉嘉 温兴坚 张宏越 吕焕文 中国核动力研究设计院 四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610213
反应堆一回路系统以及事故后的安全壳内包含了裂变产物、腐蚀产物以及活化产物等放射性源项。由于放射性核素的数目繁多,其衰变形式复杂多样化,放射性核素衰变产生的能谱的准确性对安全壳内放射性剂量的评价会产生重要的影响,基于此,文... 详细信息
来源: 评论