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2767 条 记 录,以下是1051-1060 订阅
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基于PDMS平台系统性二次开发的初步研究
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科技视界 2022年 第30期 8-11页
作者: 黄捷 肖韵菲 蔡鼎阳 苏应斌 陈超 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 四川电力设计咨询有限责任公司 四川成都610041
本文主要对核电工程上PDMS的二次开发做出系统性的分析,对. NET语言和PML语言实现单一编程和混合编程的方法进行了研究,对PDMS二次开发提供的SDK接口和数据库连接做出简要分析并研究其利用方式。
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LOCA动力分析模型敏感性研究
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国机械 2024年 第15期 3-9页
作者: 张锐 刘帅 冯志鹏 邓力维 曾忠秀 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
反应堆冷却剂系统LOCA动力分析作为反应堆系统设计的重要假设事故之一,是设计规范RCC-M的强制要求之一。发生失水事故后,反应堆冷却剂系统会受到很大的外载作用,可能产生设备损坏等严重后果。对核反应堆系统进行全面评价,需开展... 详细信息
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气流扰动下单液滴撞击单根干燥扁网丝特性数值研究
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核动力工程 2020年 第2期41卷 1-5页
作者: 陈博文 李净松 田瑞峰 毛峰 卢川 温济铭 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨150001 中核武汉核电运行技术股份有限公司 武汉430000 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
丝网分离器在工业有着广泛地应用。本文针对液滴撞击网丝的动态过程,采用CLSVOF方法对单个液滴撞击干燥网丝的问题进行数值模拟,经过合理的简化,建立了气流扰动下单液滴撞击干燥扁网丝面的二维数学模型,分析了液滴撞击角和撞击位置对... 详细信息
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快速卸压阀延迟开启对严重事故进程的影响分析
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科技视界 2021年 第10期 111-114页
作者: 武铃珺 彭欢欢 许幼幼 杜政瑀 武小莉 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
百万千瓦级核电站设置快速卸压阀,用于严重事故反应堆冷却剂系统(RCS)主动卸压,避免高压熔融物喷射(HPME)风险。快速卸压阀设计要求启动信号为芯出口温度达到650℃,但在实际执行过程由于事故条件和严重事故管理导则体系所限,此... 详细信息
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变频器供电对电厂电机绝缘状态的影响研究
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科技视界 2021年 第21期 89-93页
作者: 韩剑波 刘鎏 张建建 秦越 李朋 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
在电厂,采用变频器给电机设备供电可获得良好的电气性能,但如果未考虑电机绝缘系统长时间耐受脉冲电压的能力,则可能导致电机绝缘系统发生过早失效,影响电厂的正常运行。为了解变频器供电时对电机绝缘的具体影响,考虑电厂电机设备的... 详细信息
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反应堆压力容器环形试件对焊接头力学不均匀性测试研究
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电焊机 2022年 第4期52卷 64-70页
作者: 李玉光 付强 董元元 邱阳 胡甜 刘川 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610041 江苏科技大学材料科学与工程学院 江苏镇江212003
为实现反应堆紧凑布置,反应堆压力容器内设计了多个复合功能的复杂环形构件,此类结构形式首次出现在反应堆压力容器设计,属于大厚度、高拘束度焊缝结构形式,使得环形构件与反应堆压力容器内壁焊接接头残余应力呈现高幅值和分布复杂的... 详细信息
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安全壳氢气控制方法研究
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科技视界 2021年 第23期 34-36页
作者: 余小权 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
核电厂在严重事故下,锆水反应会产生大量的氢气,氢气在安全壳内积聚会存在爆炸风险,氢气燃烧爆炸是造成核电厂安全壳失效的主要原因之一。因此,目前核电厂安全壳均设置有安全壳消氢系统。文章对消氢方法进行调研,对不消氢方法的特点... 详细信息
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位移幅值对690合金管/405不锈钢块切向微动磨损特性的影响
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摩擦学学报 2020年 第6期40卷 754-761页
作者: 唐攀 米雪 沈平川 白晓明 黄擎宇 陈果 彭金方 朱旻昊 西南交通大学机械工程学院摩擦学研究所 四川成都610031 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
采用自制的微动磨损试验机,开展了690合金管/405不锈钢的切向微动磨损试验,研究了位移幅值(15、30、80和200μm)对其微动磨损特性的影响.试验结果表明:当位移幅值改变时,微动运行状态会发生改变.当位移幅值为15μm时,微动状态为部分滑移... 详细信息
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华龙一号主管道60年寿命设计技术研究
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科技视界 2021年 第15期 88-89页
作者: 刘向红 陶舒畅 黄均麟 蔡志云 赵禹 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
核电厂设计寿命的提高意味着技术的进步、经济性的提高。目前,在役核电厂多数是按40年寿命设计的。主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),是关系到反应堆安全运行的关键部件,属于核安全一级设备。文章论述... 详细信息
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基于感知的AVS2帧内编码的编码单元尺寸快速决策算法研究
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国仪器仪表 2021年 第10期 70-76页
作者: 谢豪 李璐 廖成宇 代锴垒 徐永红 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610213
AVS2是由国数字音视频编解码技术标准工作组独立提出的一种视频编码标准。帧内编码是AVS2的关键技术之一。在帧内编码,AVS2引入了基于四叉树的编码单元(Coding Unit,CU)划分方法,使得编码性能显著提高,但是计算复杂度急剧增加。为... 详细信息
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