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反应堆顶盖腔室流场实验研究
1
作者
危华
谢翀
+1 位作者
肖卫明
汪春宇
《科技创新与应用》
2023年第22期19-22,共4页
为获得反应堆冷却剂在顶盖腔室的流动特性,该研究在基于1∶1原型的实验本体上开展实验,并利用PIV系统测量得到不同流量下顶盖腔室内的流场,最终获得顶盖腔室内的流体脱壁位置、涡的情况、流速的分布规律和不同流量下顶盖腔室的流场差异...
为获得反应堆冷却剂在顶盖腔室的流动特性,该研究在基于1∶1原型的实验本体上开展实验,并利用PIV系统测量得到不同流量下顶盖腔室内的流场,最终获得顶盖腔室内的流体脱壁位置、涡的情况、流速的分布规律和不同流量下顶盖腔室的流场差异。结果表明,水介质沿着腔室内壁面流动,一直到接近顶盖腔室中心处才发生明显脱壁现象;顶盖腔室内一共形成了“一大两小”3个涡;沿着壁面方向越到下游或者垂直壁面方向离壁面越远,流速越小;随着流量的增大,顶盖腔室的流场特性基本一致但整体流速变大。
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关键词
顶盖腔室
流场
PIV
实验研究
反应堆
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职称材料
螺旋管内流动传热特性实验研究
2
作者
汤维
郭明
+3 位作者
李彪
叶霖荣
张戈
张会勇
《装备制造技术》
2023年第12期51-55,共5页
对立式螺旋管内流动传热特性开展了实验研究(实验参数范围:压力P=9.1~13.6 MPa,质量流速G=445.1~2500.1 kg/(m^(2)·s),热流密度q=95.5~526.5 kW/m^(2)),分析了离心力对螺旋管的传热强化,热工参数对传热系数的影响规律。受离心力的...
对立式螺旋管内流动传热特性开展了实验研究(实验参数范围:压力P=9.1~13.6 MPa,质量流速G=445.1~2500.1 kg/(m^(2)·s),热流密度q=95.5~526.5 kW/m^(2)),分析了离心力对螺旋管的传热强化,热工参数对传热系数的影响规律。受离心力的作用使得螺旋管存在强化传热效果,单相液状态下螺旋管周向内侧壁温较高,外侧传热效果最强。热工参数对传热系数的影响规律与直管传热时保持一致,饱和沸腾区的试验结果不确定度随系统压力增大而增大;分析了壁温的周向分布特性,以及饱和沸腾流动时的干涸特性。干涸首先于螺旋管内侧发生,外侧壁面最后发生干涸;讨论了饱和沸腾区域压力对壁面过热度的影响,随压力增大壁面过热度减小。最后,根据实验数据拟合了螺旋管传热关系式。单相液数据点的偏差在+15%以内,沸腾传热区偏差由于温差较小,数据点的偏差在-40%~+50%。
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关键词
螺旋管
传热特性
周向壁温
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职称材料
螺旋管内流动沸腾干涸点实验研究
3
作者
汤维
郭明
+1 位作者
张戈
吴小航
《热能动力工程》
北大核心
2025年第2期85-93,共9页
针对直径为736和1800 mm的两套螺旋管,在系统压力p为0.44~7.01 MPa、质量流速G为48.28~1060.12 kg/(m^(2)·s)、热流密度q为48.44~493.48 kW/m^(2)的热工参数条件下,实验研究了管内流动沸腾干涸点,实验螺旋管内径Di为14 mm,螺旋升...
针对直径为736和1800 mm的两套螺旋管,在系统压力p为0.44~7.01 MPa、质量流速G为48.28~1060.12 kg/(m^(2)·s)、热流密度q为48.44~493.48 kW/m^(2)的热工参数条件下,实验研究了管内流动沸腾干涸点,实验螺旋管内径Di为14 mm,螺旋升角β为5.5°,分析了干涸时螺旋管壁面周向温度变化、不同热工参数状态下干涸后壁面温度沿轴向的变化以及对临界干度的影响,并根据实验结果对数据进行回归分析,拟合了临界干度实验关联式。结果表明:热工参数对螺旋管内干涸点临界干度的影响规律与直管保持一致,临界干度随质量流速的增大而增大,随压力和热流密度的增大而减小;关联式平均偏差为4.51%,偏差在±10%以内。
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关键词
螺旋管
流动传热
干涸
临界干度
原文传递
严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析
被引量:
2
4
作者
张越
贠相羽
+2 位作者
张会勇
单建强
孙吉良
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第10期1825-1833,共9页
核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象,在FLUENT 17.2平台...
核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象,在FLUENT 17.2平台下,基于动态网格方法和UDF二次开发,构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型,获取了9000 s内的堆坑两相流场分布和RPV固壁烧蚀温度场,分析确定了最小剩余壁厚和发生位置。结果表明:使用动态网格捕捉壁面烧蚀的方法可行,本文全耦合计算模型在分析RPV固壁瞬态烧蚀过程方面有一定优势。
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关键词
反应堆压力容器
堆内滞留
壁面沸腾
耦合烧蚀传热
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职称材料
液态铅铋合金在绕丝燃料棒组件中的水力特性数值模拟
被引量:
2
5
作者
姜文殊
梁峻铭
+2 位作者
张会勇
贠相羽
卢涛
《东北电力大学学报》
2022年第3期74-82,共9页
为掌握液态铅铋合金在燃料棒组件中的流动特性,文中研究基于CFD(Computational Fluid Dynamics)数值模拟,预测了层流及湍流工况下液态铅铋合金在绕丝燃料棒组件不同子通道内的速度分布以及压降变化.数值结果表明:从第二段螺距开始,速度...
为掌握液态铅铋合金在燃料棒组件中的流动特性,文中研究基于CFD(Computational Fluid Dynamics)数值模拟,预测了层流及湍流工况下液态铅铋合金在绕丝燃料棒组件不同子通道内的速度分布以及压降变化.数值结果表明:从第二段螺距开始,速度与压降基本随螺距呈现周期性变化.此外,层流和湍流两种工况下,边子通道的平均速度均大于角子通道和中心子通道,但不同子通道间的压降变化趋势差异不大.为验证研究结果的可靠性,将模拟所得的压降结果分别与Engel关联式、Cheng关联式以及Novendstern关联式的预测结果进行对比,计算结果表明,层流状态下压降模拟值与Novendstern关联式计算结果更为接近;湍流状态下压降模拟值与Cheng关联式和Novendstern关联式的计算结果符合度较高.
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关键词
燃料棒束
液态铅铋合金
子通道
数值模拟
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职称材料
基于耦合CFD-FEM方法的严重事故下RPV蠕变失效风险评估
6
作者
张越
贠相羽
+3 位作者
陆雨洲
张会勇
单建强
孙吉良
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第12期2431-2438,共8页
核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象,基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场,然后基于ANSYS Workbench开展耦...
核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象,基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场,然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析,求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变,并评估了RPV的蠕变失效风险。结果表明:当堆坑注水等措施投运后,RPV剩余固壁在72 h内不会发生蠕变失效和塑性变形失效,有效卸压可明显提升RPV结构完整性的安全裕度。
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关键词
反应堆压力容器
严重事故
耦合CFD-FEM
蠕变失效
塑性变形失效
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职称材料
不同包壳管与AFA 3G格架的微动磨损性能分析
7
作者
刘婷婷
张利
+1 位作者
李坤
吴小航
《中国科技信息》
2023年第20期124-128,共5页
微动磨损是指2个接触部件之间产生小振幅相对运动导致的磨损,是一种同时涉及磨料、粘着、疲劳及腐蚀等行为的特殊损伤形式。核电厂实际运行过程中,反应堆结构之间不可避免地存在微动磨损现象,如定位格架与燃料棒包壳管、蒸汽发生器传热...
微动磨损是指2个接触部件之间产生小振幅相对运动导致的磨损,是一种同时涉及磨料、粘着、疲劳及腐蚀等行为的特殊损伤形式。核电厂实际运行过程中,反应堆结构之间不可避免地存在微动磨损现象,如定位格架与燃料棒包壳管、蒸汽发生器传热管与支承等,其导致的磨损损伤直接影响到反应堆的安全可靠性和经济性。在压水堆一回路中,冷却剂流动诱发系统结构部件振动,引起核燃料棒上的包壳与定位格架产生微幅振动,这种微幅振动可能导致微动磨损和放射性物质的泄漏,燃料棒包壳与格架之间的微动磨损是导致燃料棒破损失效、影响核燃料可靠性的首要因素之一。
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关键词
微动磨损
放射性物质
可靠性和经济性
反应堆结构
定位格架
燃料棒
包壳
微幅振动
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职称材料
自然循环特性曲线在降高度比例模化中的失真评价
8
作者
程诚
卢冬华
+1 位作者
苏前华
张戈
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023年第6期119-126,共8页
基于多级双向比例分析(H2TS)比例模化方法,设计建造了原型、1/2高度比与1/4高度比的模型实验装置,开展了不同加热功率下的自然循环实验,对自然循环特性曲线在降高度比例模化中的失真进行了分析,实验结果表明:自然循环流量、雷诺数、格...
基于多级双向比例分析(H2TS)比例模化方法,设计建造了原型、1/2高度比与1/4高度比的模型实验装置,开展了不同加热功率下的自然循环实验,对自然循环特性曲线在降高度比例模化中的失真进行了分析,实验结果表明:自然循环流量、雷诺数、格拉晓夫数、修正格拉晓夫数等表征自然循环主要特征的参数在降高度比例模化后,能够保持自然循环流量-加热功率、雷诺数-格拉晓夫数及雷诺数-修正格拉晓夫数等特征关系曲线不严重失真,原型与模型间的拟合曲线能够形成一对一映射。自然循环特性曲线在降高度比例模化过程中能够较准确复现原型规律,自然循环降高度比例模化实验数据在模拟原型中自然循环特性曲线时的可靠性得到有效验证。
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关键词
自然循环
特性曲线
比例模化
H2TS
失真评价
原文传递
题名
反应堆顶盖腔室流场实验研究
1
作者
危华
谢翀
肖卫明
汪春宇
机构
中广核研究院有限公司广东省核电安全企业重点实验室
出处
《科技创新与应用》
2023年第22期19-22,共4页
文摘
为获得反应堆冷却剂在顶盖腔室的流动特性,该研究在基于1∶1原型的实验本体上开展实验,并利用PIV系统测量得到不同流量下顶盖腔室内的流场,最终获得顶盖腔室内的流体脱壁位置、涡的情况、流速的分布规律和不同流量下顶盖腔室的流场差异。结果表明,水介质沿着腔室内壁面流动,一直到接近顶盖腔室中心处才发生明显脱壁现象;顶盖腔室内一共形成了“一大两小”3个涡;沿着壁面方向越到下游或者垂直壁面方向离壁面越远,流速越小;随着流量的增大,顶盖腔室的流场特性基本一致但整体流速变大。
关键词
顶盖腔室
流场
PIV
实验研究
反应堆
Keywords
top cover chamber
flow field
PIV
experimental study
reactor
分类号
TL334 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
螺旋管内流动传热特性实验研究
2
作者
汤维
郭明
李彪
叶霖荣
张戈
张会勇
机构
中广核研究院有限公司广东省核电安全企业重点实验室
出处
《装备制造技术》
2023年第12期51-55,共5页
文摘
对立式螺旋管内流动传热特性开展了实验研究(实验参数范围:压力P=9.1~13.6 MPa,质量流速G=445.1~2500.1 kg/(m^(2)·s),热流密度q=95.5~526.5 kW/m^(2)),分析了离心力对螺旋管的传热强化,热工参数对传热系数的影响规律。受离心力的作用使得螺旋管存在强化传热效果,单相液状态下螺旋管周向内侧壁温较高,外侧传热效果最强。热工参数对传热系数的影响规律与直管传热时保持一致,饱和沸腾区的试验结果不确定度随系统压力增大而增大;分析了壁温的周向分布特性,以及饱和沸腾流动时的干涸特性。干涸首先于螺旋管内侧发生,外侧壁面最后发生干涸;讨论了饱和沸腾区域压力对壁面过热度的影响,随压力增大壁面过热度减小。最后,根据实验数据拟合了螺旋管传热关系式。单相液数据点的偏差在+15%以内,沸腾传热区偏差由于温差较小,数据点的偏差在-40%~+50%。
关键词
螺旋管
传热特性
周向壁温
分类号
TK172 [动力工程及工程热物理—热能工程]
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职称材料
题名
螺旋管内流动沸腾干涸点实验研究
3
作者
汤维
郭明
张戈
吴小航
机构
中广
核
研究院
有限公司
出处
《热能动力工程》
北大核心
2025年第2期85-93,共9页
文摘
针对直径为736和1800 mm的两套螺旋管,在系统压力p为0.44~7.01 MPa、质量流速G为48.28~1060.12 kg/(m^(2)·s)、热流密度q为48.44~493.48 kW/m^(2)的热工参数条件下,实验研究了管内流动沸腾干涸点,实验螺旋管内径Di为14 mm,螺旋升角β为5.5°,分析了干涸时螺旋管壁面周向温度变化、不同热工参数状态下干涸后壁面温度沿轴向的变化以及对临界干度的影响,并根据实验结果对数据进行回归分析,拟合了临界干度实验关联式。结果表明:热工参数对螺旋管内干涸点临界干度的影响规律与直管保持一致,临界干度随质量流速的增大而增大,随压力和热流密度的增大而减小;关联式平均偏差为4.51%,偏差在±10%以内。
关键词
螺旋管
流动传热
干涸
临界干度
Keywords
helical tube
flow heat transfer
dryout
critical dryness
分类号
TK172 [动力工程及工程热物理—热能工程]
原文传递
题名
严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析
被引量:
2
4
作者
张越
贠相羽
张会勇
单建强
孙吉良
机构
中广
核
研究院
有限公司
西安交通大学
核
科学与技术学院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第10期1825-1833,共9页
基金
中国博士后科学基金资助项目(2019M653098)
广东省核电安全企业重点实验室资助项目(2018B030323015)。
文摘
核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象,在FLUENT 17.2平台下,基于动态网格方法和UDF二次开发,构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型,获取了9000 s内的堆坑两相流场分布和RPV固壁烧蚀温度场,分析确定了最小剩余壁厚和发生位置。结果表明:使用动态网格捕捉壁面烧蚀的方法可行,本文全耦合计算模型在分析RPV固壁瞬态烧蚀过程方面有一定优势。
关键词
反应堆压力容器
堆内滞留
壁面沸腾
耦合烧蚀传热
Keywords
reactor pressure vessel
in-vessel retention
wall boiling
coupled ablation and heat transfer
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
液态铅铋合金在绕丝燃料棒组件中的水力特性数值模拟
被引量:
2
5
作者
姜文殊
梁峻铭
张会勇
贠相羽
卢涛
机构
北京化工大学机电工程学院
中广
核
研究院
有限公司
暨
广东省
核电
安全
企业
重点
实验室
出处
《东北电力大学学报》
2022年第3期74-82,共9页
基金
国家自然科学基金资助项目(52176053)。
文摘
为掌握液态铅铋合金在燃料棒组件中的流动特性,文中研究基于CFD(Computational Fluid Dynamics)数值模拟,预测了层流及湍流工况下液态铅铋合金在绕丝燃料棒组件不同子通道内的速度分布以及压降变化.数值结果表明:从第二段螺距开始,速度与压降基本随螺距呈现周期性变化.此外,层流和湍流两种工况下,边子通道的平均速度均大于角子通道和中心子通道,但不同子通道间的压降变化趋势差异不大.为验证研究结果的可靠性,将模拟所得的压降结果分别与Engel关联式、Cheng关联式以及Novendstern关联式的预测结果进行对比,计算结果表明,层流状态下压降模拟值与Novendstern关联式计算结果更为接近;湍流状态下压降模拟值与Cheng关联式和Novendstern关联式的计算结果符合度较高.
关键词
燃料棒束
液态铅铋合金
子通道
数值模拟
Keywords
Fuel bundle
LBE
Sub-channel
Numerical simulation
分类号
TM623 [电气工程—电力系统及自动化]
TL45 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
基于耦合CFD-FEM方法的严重事故下RPV蠕变失效风险评估
6
作者
张越
贠相羽
陆雨洲
张会勇
单建强
孙吉良
机构
中广核研究院有限公司广东省核电安全企业重点实验室
西安交通大学
核
科学与技术学院
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第12期2431-2438,共8页
基金
中国博士后科学基金资助项目(2019M653098)
广东省核电安全企业重点实验室资助项目(2018B030323015)。
文摘
核电站严重事故发生后,反应堆压力容器(RPV)的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象,基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场,然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析,求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变,并评估了RPV的蠕变失效风险。结果表明:当堆坑注水等措施投运后,RPV剩余固壁在72 h内不会发生蠕变失效和塑性变形失效,有效卸压可明显提升RPV结构完整性的安全裕度。
关键词
反应堆压力容器
严重事故
耦合CFD-FEM
蠕变失效
塑性变形失效
Keywords
reactor pressure vessel
severe accident
coupled CFD-FEM
creep failure
plastic deformation failure
分类号
TL333 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
不同包壳管与AFA 3G格架的微动磨损性能分析
7
作者
刘婷婷
张利
李坤
吴小航
机构
中广
核
研究院
有限公司
、
广东省
核电
安全
企业
重点
实验室
出处
《中国科技信息》
2023年第20期124-128,共5页
文摘
微动磨损是指2个接触部件之间产生小振幅相对运动导致的磨损,是一种同时涉及磨料、粘着、疲劳及腐蚀等行为的特殊损伤形式。核电厂实际运行过程中,反应堆结构之间不可避免地存在微动磨损现象,如定位格架与燃料棒包壳管、蒸汽发生器传热管与支承等,其导致的磨损损伤直接影响到反应堆的安全可靠性和经济性。在压水堆一回路中,冷却剂流动诱发系统结构部件振动,引起核燃料棒上的包壳与定位格架产生微幅振动,这种微幅振动可能导致微动磨损和放射性物质的泄漏,燃料棒包壳与格架之间的微动磨损是导致燃料棒破损失效、影响核燃料可靠性的首要因素之一。
关键词
微动磨损
放射性物质
可靠性和经济性
反应堆结构
定位格架
燃料棒
包壳
微幅振动
分类号
TL352.22 [核科学技术—核技术及应用]
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职称材料
题名
自然循环特性曲线在降高度比例模化中的失真评价
8
作者
程诚
卢冬华
苏前华
张戈
机构
中广核研究院有限公司广东省核电安全企业重点实验室
东南大学能源与环境学院
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023年第6期119-126,共8页
文摘
基于多级双向比例分析(H2TS)比例模化方法,设计建造了原型、1/2高度比与1/4高度比的模型实验装置,开展了不同加热功率下的自然循环实验,对自然循环特性曲线在降高度比例模化中的失真进行了分析,实验结果表明:自然循环流量、雷诺数、格拉晓夫数、修正格拉晓夫数等表征自然循环主要特征的参数在降高度比例模化后,能够保持自然循环流量-加热功率、雷诺数-格拉晓夫数及雷诺数-修正格拉晓夫数等特征关系曲线不严重失真,原型与模型间的拟合曲线能够形成一对一映射。自然循环特性曲线在降高度比例模化过程中能够较准确复现原型规律,自然循环降高度比例模化实验数据在模拟原型中自然循环特性曲线时的可靠性得到有效验证。
关键词
自然循环
特性曲线
比例模化
H2TS
失真评价
Keywords
Natural circulation
Characteristic curves
Scaling simulation
H2TS
Distortion evaluation
分类号
TL334 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
反应堆顶盖腔室流场实验研究
危华
谢翀
肖卫明
汪春宇
《科技创新与应用》
2023
0
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职称材料
2
螺旋管内流动传热特性实验研究
汤维
郭明
李彪
叶霖荣
张戈
张会勇
《装备制造技术》
2023
0
在线阅读
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职称材料
3
螺旋管内流动沸腾干涸点实验研究
汤维
郭明
张戈
吴小航
《热能动力工程》
北大核心
2025
0
原文传递
4
严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析
张越
贠相羽
张会勇
单建强
孙吉良
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020
2
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职称材料
5
液态铅铋合金在绕丝燃料棒组件中的水力特性数值模拟
姜文殊
梁峻铭
张会勇
贠相羽
卢涛
《东北电力大学学报》
2022
2
在线阅读
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职称材料
6
基于耦合CFD-FEM方法的严重事故下RPV蠕变失效风险评估
张越
贠相羽
陆雨洲
张会勇
单建强
孙吉良
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020
0
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职称材料
7
不同包壳管与AFA 3G格架的微动磨损性能分析
刘婷婷
张利
李坤
吴小航
《中国科技信息》
2023
0
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职称材料
8
自然循环特性曲线在降高度比例模化中的失真评价
程诚
卢冬华
苏前华
张戈
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2023
0
原文传递
已选择
0
条
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引用分析
参考文献
引证文献
统计分析
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