咨询与建议

限定检索结果

文献类型

  • 2,862 篇 期刊文献
  • 267 篇 会议
  • 1 篇 成果

馆藏范围

  • 3,130 篇 电子文献
  • 0 种 纸本馆藏

日期分布

学科分类号

  • 3,042 篇 工学
    • 1,827 篇 核科学与技术
    • 453 篇 电气工程
    • 271 篇 机械工程
    • 193 篇 材料科学与工程(可...
    • 166 篇 动力工程及工程热...
    • 135 篇 计算机科学与技术...
    • 131 篇 软件工程
    • 105 篇 力学(可授工学、理...
    • 95 篇 控制科学与工程
    • 83 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 水利工程
    • 18 篇 安全科学与工程
    • 17 篇 信息与通信工程
    • 17 篇 环境科学与工程(可...
    • 16 篇 土木工程
    • 16 篇 化学工程与技术
    • 15 篇 交通运输工程
    • 14 篇 网络空间安全
  • 66 篇 管理学
    • 50 篇 管理科学与工程(可...
    • 11 篇 公共管理
  • 54 篇 理学
    • 20 篇 数学
    • 13 篇 系统科学
    • 12 篇 物理学
  • 21 篇 经济学
    • 20 篇 应用经济学
  • 14 篇 教育学
    • 14 篇 教育学
  • 8 篇 农学
    • 7 篇 农业资源与环境
  • 7 篇 艺术学
  • 4 篇 医学
  • 3 篇 法学
  • 2 篇 文学
  • 1 篇 历史学

主题

  • 115 篇 核电厂
  • 93 篇 反应堆
  • 84 篇 数值模拟
  • 55 篇 压水堆
  • 53 篇 华龙一号
  • 48 篇 核反应堆
  • 47 篇 蒸汽发生器
  • 46 篇 反应堆压力容器
  • 46 篇 核电站
  • 45 篇 燃料组件
  • 43 篇 可靠性
  • 43 篇 压力容器
  • 40 篇 控制棒驱动机构
  • 39 篇 严重事故
  • 38 篇 cfd
  • 37 篇 流致振动
  • 34 篇 自然循环
  • 32 篇 堆内构件
  • 30 篇 仿真
  • 29 篇 热工水力

机构

  • 2,277 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...
  • 171 篇 西安交通大学
  • 168 篇 核反应堆系统设计...
  • 135 篇 清华大学
  • 96 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
  • 60 篇 重庆大学
  • 58 篇 中国核动力研究设...
  • 55 篇 南华大学
  • 54 篇 中国核动力研究设...
  • 38 篇 四川大学
  • 35 篇 西南交通大学
  • 33 篇 华北电力大学
  • 27 篇 中国核动力研究设...
  • 20 篇 环境保护部核与辐...
  • 19 篇 哈尔滨工业大学
  • 19 篇 核反应堆系统设计...

作者

  • 103 篇 邓坚
  • 99 篇 张毅雄
  • 90 篇 余红星
  • 88 篇 李庆
  • 86 篇 姚栋
  • 85 篇 罗英
  • 72 篇 王侃
  • 70 篇 臧峰刚
  • 69 篇 陈平
  • 65 篇 柴晓明
  • 64 篇 刘余
  • 62 篇 于颖锐
  • 55 篇 王连杰
  • 54 篇 芦韡
  • 51 篇 冯志鹏
  • 49 篇 周毅
  • 48 篇 李垣明
  • 45 篇 李毅
  • 45 篇 陈智
  • 43 篇 夏榜样

语言

  • 3,130 篇 中文
检索条件"机构=核反应堆系统设计技术重点实验室"
3130 条 记 录,以下是2931-2940 订阅
排序:
装备可压缩短管限制器的管道甩击动力分析研究
装备可压缩短管限制器的管道甩击动力分析研究
收藏 引用
第十六届全国反应堆结构力学会议
作者: 袁锋 张毅雄 王伟 艾红雷 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 四川省成都市610041
根据RCC-P规范要求,必须防止高能流体管道的甩动造成核电厂重要系统和设备的损坏,在管道破口位置装备可压缩不锈钢短管限制器是防止高能管道甩动的一种常见有效方法.文章用ANSYS软件,采用非线性瞬态动力分析方法,对装备可压缩短管限制... 详细信息
来源: 评论
龙格库塔时间离散的中子时空动力学方程求解
龙格库塔时间离散的中子时空动力学方程求解
收藏 引用
第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议
作者: 赵文博 姚栋 王侃 胡永明 清华大学 工程物理系 100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都 610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都 610041 清华大学 工程物理系 100084 清华大学 核研院 100084
本文基于第二类边界条件节块格林函数法程序NGFMN,开发了动态TNGFM程序。时间离散时间离散分别采用向后差分格式(BD)和对角线隐式龙格库塔格式(DIRK),并通过基准题对程序进行了验证。将两种格式的计算结果分析比较,1)DIRK格式相... 详细信息
来源: 评论
一类基于近似求解节块内扩散方程的功率重构方法研究
一类基于近似求解节块内扩散方程的功率重构方法研究
收藏 引用
第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议
作者: 赵文博 胡永明 王侃 姚栋 清华大学 工程物理系 北京 100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610041 清华大学 核研院 北京 100084 清华大学 工程物理系 北京 100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都 610041
利用基于第二类边界条件的节块格林函数方法的计算结果,从近似求解节块内扩散方程的原理出发,通过选取不同的双曲函数族、边界条件和勒让德多项式数目,得到了一系列功率重构方法。计算了IAEA和BIBLIS基准题,通过与CITATION细网程序... 详细信息
来源: 评论
反应堆动态参数α本征值蒙卡计算方法研究
反应堆动态参数α本征值蒙卡计算方法研究
收藏 引用
第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议
作者: 李泽光 李天涯 王侃 余纲林 清华大学工程物理系 北京100084 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
反应堆动态参数α本征值,是反应堆物理中的一个重要参量,它描述了瞬发中子随时间的变化情况,在反应堆次临界和临界研究中有着重要的意义。对于复杂系统的α本征值计算,目前较常用的方法是利用蒙卡程序对k本征值进行模拟,利用(k,α... 详细信息
来源: 评论
共振自屏计算的子群法与共振干涉效应研究
共振自屏计算的子群法与共振干涉效应研究
收藏 引用
第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议
作者: 黄世恩 王侃 姚栋 清华大学工程物理系 北京100084 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 清华大学工程物理系 北京100084 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
本文工作为子群法与特征线法相结合的中子共振自屏计算研究,并编制了SGMOC共振计算程序。该程序采用WIMSD格式的多群数据库。数值验证表明,SGMOC程序的计算结果与MCNP程序计算结果吻合良好,具有较高的计算精度与几何通用性。以SGMOC... 详细信息
来源: 评论
基于PPR技术反应堆系统虚拟维修技术
收藏 引用
核动力工程 2009年 第S1期30卷 72-76页
作者: 吴亚祥 麻百涌 中国核动力院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室 成都610041
基于产品、工艺和资源(PPR)结构树技术,研究了反应堆系统虚拟维修环境的构建技术和虚拟维修工艺过程结构树的构建技术,提出了反应堆系统维修性设计、仿真流程。基于维修过程的分段仿真思想和维修活动的分层设计思想,研究了反应堆虚拟维... 详细信息
来源: 评论
反应堆压力容器出口接管管嘴缺陷断裂力学分析
收藏 引用
核动力工程 2009年 第4期30卷 21-23页
作者: 孙英学 郑斌 臧峰刚 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
采用断裂力学分析方法,对大亚湾核电站反应堆压力容器出口接管管嘴上的一些缺陷进行了疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,且依据规范对计算结果进行了评定,结果表明:此缺陷不会影响安全。
来源: 评论
蒸汽发生器排污系统阳床改为氨化运行的可行性研究
收藏 引用
核动力工程 2009年 第2期30卷 82-85页
作者: 王琳 崔怀明 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
对岭澳核电站蒸汽发生器排污系统(简称APG系统)除盐序列由氢型运行更改为氨化运行进行了分析、计算和论证。结果表明,氨化方式运行可延长除盐装置树脂床工作寿期,降低树脂采购费用和废树脂处理费用,减少更换树脂和废树脂处理工作强度,... 详细信息
来源: 评论
反应堆压力容器的密封分析技术
收藏 引用
核动力工程 2009年 第3期30卷 4-6页
作者: 郑连纲 张丽屏 杨宇 臧峰刚 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
反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要。本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合... 详细信息
来源: 评论
秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用
收藏 引用
核动力工程 2009年 第S1期30卷 44-47页
作者: 肖鹏 许东芳 冯威 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
秦山核电厂二期扩建工程(3#、4#机组)反应堆保护系统设计是在秦山核电厂二期工程(1#、2#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明... 详细信息
来源: 评论