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基于自动网格划分与权窗平滑的自适应减方差方法 总被引:1,自引:0,他引:1
如何更高效发挥减方差的作用是蒙特卡罗方法在先进核能系统屏蔽分析应用中的研究热点之一。本文发展了一种基于自动网格划分与权窗平滑的自适应减方差方法,在蒙特卡罗和确定论耦合的一致性伴随驱动的重要性抽样方法(Consistent Adjoint Driven Importance Sampling,CADIS)基础上,利用计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)自动转换和自由程自动划分SN网格,通过确定论方法伴随预计算,实现基于伴随通量的区域权窗参数自动配置,并对伴随通量变化剧烈区域进行权窗平滑处理,保证了粒子在不同区域的有效偏倚,进一步提高计算的效率,从而解决大空间蒙特卡罗计算难以收敛的问题。该方法已初步应用于中国铅基反应堆(China Lead-based Reactor,CLEAR)堆顶盖的屏蔽计算分析,该案例具有结构复杂、屏蔽材料厚重的特点,测试结果表明本方法将计算效率提高近10倍。 相似文献
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临界硼浓度搜索是反应堆设计和物理分析的重要组成部分。本文针对传统搜索方法需要多次临界计算、效率低的问题,发展了一种基于共轭通量的蒙特卡罗临界硼浓度搜索方法。该方法将临界硼浓度搜索视为微扰问题,采用共轭通量法进行微扰计算,并在蒙特卡罗模拟中使用反复裂变几率法计算共轭通量,只需对系统进行一次临界计算,就可以得到系统初始的共轭通量以及有效增殖因子对硼浓度变化的响应系数,使用该响应系数可直接计算得到系统临界硼浓度。西屋公司标准17×17组件模型的数值验证结果表明:本文方法可以有效应用于临界硼浓度搜索。 相似文献
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中国铅基研究堆非能动余热排出系统可靠性分析 总被引:1,自引:0,他引:1
铅冷快堆是第四代核能系统推荐堆型之一,世界上多个铅冷快堆采用非能动余热排出系统。非能动系统中作为驱动的自然力与阻力在数量级上接近,由周边环境、材料参数的变化引起的波动不可忽略,因此需要研究非能动系统可靠性。改进了常用的响应面分析法,并应用于中国铅基研究堆反应堆容器空气冷却系统(Reactor Vessel Air Cooling System,RVACS)中。分析中使用流体计算软件Fluent模拟中国铅基研究堆RVACS系统的余热排出过程,研究了输入参数的不确定性对系统可靠性及反应堆安全产生的影响。在大量模拟数据的基础上结合神经网络法建立了输入参数不确定性和结果不确定性之间的映射关系,并以此分析RVACS非能动失效概率。分析结果表明在全厂断电的情况下,RVACS四组并联排热管中的两组也能够可靠地导出反应堆余热。 相似文献
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为了提高水冷慢化聚变驱动次临界堆包层中子学分析的精度,在FDS团队自主研发的HENDL3.0/FG(Hybrid Evaluated Nuclear Data Library/Fine Group)细群核数据库基础上,本文采用国际通用应用核数据库加工程序NJOY,设计研发出考虑热中子上散射效应的截面核数据库。利用国际临界安全基准评价实验手册的例题对核数据库的精度进行了测试与校核,验证了数据的可靠性与正确性。同时,采用聚变驱动次临界的聚变裂变混合发电堆(FDS-EM)水冷慢化包层模型对核数据库进行了综合测试与分析,分别从理论及计算分析的角度预测与验证了热中子上散射效应对系统的有效增殖因数、氚增殖率、中子通量密度等参数的影响。 相似文献
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中国铅基研究反应堆概念设计研究 总被引:1,自引:0,他引:1
针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标,反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性。本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案,并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展。 相似文献
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超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC 总被引:5,自引:0,他引:5
吴宜灿 宋婧 胡丽琴 龙鹏程 何桃 程梦云 郑华庆 郝丽娟 俞盛朋 孙光耀 吴斌 杨琪 陈朝斌 党同强 方菱 裴曦 王芳 汪进 蒋洁琼 汪建业 赵柱民 FDS团队 《核科学与工程》2016,(1):62-71
蒙特卡罗方法对于复杂核系统的模拟具有明显优势,然而在实际工程应用中存在巨大的挑战,如复杂结构与材料分布精准建模难度大、计算收敛速度慢、海量数据难以及时有效分析等。超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC设计为支持以辐射输运为核心,包含燃耗、辐射源项/剂量/生物危害、材料活化与嬗变等的综合中子学计算,支持热工水力学、结构力学、化学、生物学等多物理耦合模拟。SuperMC目前已发展了精准建模、高效计算、四维可视化等关键技术,通过2 000余个国际基准模型及实验的验证与确认,在反应堆工程等方面获得广泛应用,本文对其发展概况进行介绍。 相似文献
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