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检索条件"机构=中同核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室"
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基于自组网技术的涉核环境人员安全系统研究
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机械工程师 2020年 第7期 41-42,45页
作者: 殷琪 张宇星 张安锐 张弦 王坤 徐世超 牛昊轩 董岱林 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 哈尔滨希塔科技有限公司 哈尔滨150000
基于自组网技术对涉核环境人员安全系统进行了整体设计,并对系统最为重要的网络通信技术进行了调研分析,提出了基于高可靠时间技术(HRTS)工作在SUB-GHZ频段的自主基站组网方案。最后结合目标应用环境对该安全系统开展了应用研究,... 详细信息
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激光增材Fe314修复1Cr18Ni9Ti不锈钢结合面工艺匹配性研究
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焊接技术 2024年 第11期53卷 1-7页
作者: 党苏武 李青宇 李素丽 汪小军 西安科技大学机械工程学院 陕西西安710054 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
保证结合面具有良好的工艺匹配性是成功进行修复的关键一环,然而目前少有面向野外环境激光增材修复结合面工艺匹配性的应用研究。试验采用氮气作为载粉气体,进行激光增材成形Fe314修复1Cr18Ni9Ti不锈钢工艺匹配性研究,通过对结合面缺陷... 详细信息
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纵深防御和多样性策略在安全级数字化控制系统研发的应用
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上海交通大学学报 2018年 第S1期52卷 14-19页
作者: 肖鹏 周继翔 刘宏春 刘明明 彭浩 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
随着数字化技术的普遍使用,数字化控制系统(DCS)被日益广泛地应用于核电厂的反应堆保护系统,随之而来的是对数字化系统软件共因故障的关注.纵深防御和多样性策略设计成为解决共因故障的有效措施.为保证核电厂仪控系统4个纵深防御层次... 详细信息
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压水核能热电水多联产运行模式的经济性分析
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节能技术 2021年 第6期39卷 556-560页
作者: 陈聪 曾畅 宋丹戎 罗彦 卢涛 王月 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 北京化工大学机电工程学院 北京100029 中国成达工程有限公司 四川成都610000
核能多联产系统,通过核电站与供热、海水淡化等系统耦合,具有良好的经济、社会和环境效益。本文通过建立核能多联产热经济性模型,分析了一压水核能热电联产和水电联产两种运行模型下的能源成本,探讨了型大小对压水核能多联产经... 详细信息
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大型核动力船舶船员剂量评价体系研究
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核动力工程 2018年 第6期39卷 126-131页
作者: 于红 李兰 程诗思 杨舒琦 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
建立船员的剂量评价体系是实现我国核动力商船等发展规划亟待解决的关键技术之一。对船员人数最多、人员编制最复杂和辐射防护涉及面最广的大型核动力船舶开展了研究,提出了大型核动力船舶船员剂量评价体系。该剂量评价体系参照国际辐... 详细信息
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基于自然对流的顶局部热点分析及设计优化
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科学技术创新 2020年 第34期 54-57页
作者: 张志强 李维 付国忠 张进强 李国栋 鲜希睿 核反应堆系统设计技术重点实验室 四川成都610213 中国核动力研究设计院 四川成都610213
传统的反应堆顶通风冷却方式既产生了大量的能量损耗,时也无法保证顶通风系统的可靠运行,严重影响顶结构件的使用寿命和可靠性。本文将针对顶结构的自然对流工况条件,采用理论分析和数值模拟的方法,利用流体力学分析软件(CFD... 详细信息
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核电厂安全级DCS拒绝服务攻击及防御策略研究
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自动化与仪表 2020年 第11期35卷 25-28,38页
作者: 王超莹 陈智 张谊 刘朝晖 刘明明 南华大学计算机学院 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
在核电厂安全级DCS的设计,为了保证工业过程的可靠、稳定,将系统的可用性作为其信息安全研究的首要性要求。拒绝服务攻击能够对被攻击系统的可用性造成极大损害。为了减少拒绝服务攻击对核电厂DCS可用性的威胁,分析了核电厂安全级DCS... 详细信息
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核电厂SVDU的离散点连续化算法研究
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上海交通大学学报 2018年 第S1期52卷 171-176页
作者: 汪亨 黄俊 陈达其 赵洋 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
安全级图形显示单元站为整个安全级核电控制系统的重要组成部分,具有人机交互及实时显示等功能.实时显示功能需要将各种变量以连续曲线的形式显示在安全级图形显示单元站的液晶屏上,以便及时反映系统状态趋势和输入外部控制.本文旨在... 详细信息
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压水核电厂稳压器波动管热分层现象国内外研究概述
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科技视界 2020年 第19期 23-27页
作者: 陶舒畅 叶竹 秦婧 苏桐 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 东方电气集团东方锅炉股份有限公司
在压水核电厂,波动管由于温差会出现热分层现象。热分层会对波动管产生不利影响,例如疲劳等,特别是对焊缝的安全构成严重威胁。对于热分层问题,国内外开展了广泛的研究,研究方法通常可分成数值方法和试验方法。国外起步较早,取得了... 详细信息
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国产反应堆压力容器用钢的断裂韧度统计分布研究
国产反应堆压力容器用钢的断裂韧度统计分布研究
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第十届全国压力容器学术会议
作者: 曾鑫 谈建平 邵雪娇 王东辉 刘长军 华东理工大学机械与动力工程学院承压系统安全科学教育部重点实验室 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 国核电站运行服务技术有限公司
反应堆压力容器(RPV)用钢材料的断裂韧度是结构完整性评价的关键参数,通常采用威布尔统计分布模型描述断裂韧度的分散性以获得准确的评价结果。测试并收集了较多国产RPV用钢断裂韧度数据,并采用无量纲形变极限对数据进行有效性筛选。利... 详细信息
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