检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2016年第10期 11-12页

作者：刘文静谢峰韩勇游洲李朋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

早期核电厂的设计中,主要从经济角度确定设计寿命。实际运行经验表明,核电厂到设计寿命时,主体仍可安全运行。为进一步确定核电厂寿期内及延寿后的安全性,开展了老化管理工作。电仪设备的老化评估筛选是老化管理的重要组成部分。通过对... 详细信息

早期核电厂的设计中,主要从经济角度确定设计寿命。实际运行经验表明,核电厂到设计寿命时,主体仍可安全运行。为进一步确定核电厂寿期内及延寿后的安全性,开展了老化管理工作。电仪设备的老化评估筛选是老化管理的重要组成部分。通过对重要度、老化的敏感度和难易度3项指标的综合评分,筛选出需进一步老化研究和管理的设备清单,以保证在满足安全性的同时,经济合理地开展老化研究和管理工作。

关键词：核电厂老化管理电仪设备筛选

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积分切除法在核电厂控制系统中的应用分析

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核动力工程 2015年第S2期36卷 69-72页

作者：王殳孙剑李伟陈柯黄奇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

针对控制系统最常用的比例积分微分(PID)控制中的积分饱和问题,提出了基于积分切除法的3种控制算法,并将3种算法应用于核电厂稳压器压力及蒸汽向大气排放系统中。仿真结果表明,对不同的控制系统选用适当积分切除算法后,在满足系统功能... 详细信息

针对控制系统最常用的比例积分微分(PID)控制中的积分饱和问题,提出了基于积分切除法的3种控制算法,并将3种算法应用于核电厂稳压器压力及蒸汽向大气排放系统中。仿真结果表明,对不同的控制系统选用适当积分切除算法后,在满足系统功能要求的同时可以有效避免系统因饱和作用带来的不利影响。

关键词： PID 积分饱和积分切除算法核电厂控制系统

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模块化压水堆非能动余热排出技术应用概述

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科技视界 2016年第5期 7-9页

作者：汪宇赵京陈志辉苏应斌王亮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

模块化压水堆由于具有较高的固有安全性,而成为目前国际上核能动力的研发热点。而具有高可靠性的非能动余热排出技术的使用是保障模块化压水堆固有安全性的重要手段。本文通过简述国际上正在研发中的模块化压水堆非能动余热排出技术,研... 详细信息

模块化压水堆由于具有较高的固有安全性,而成为目前国际上核能动力的研发热点。而具有高可靠性的非能动余热排出技术的使用是保障模块化压水堆固有安全性的重要手段。本文通过简述国际上正在研发中的模块化压水堆非能动余热排出技术,研究各种堆型非能动余热排出系统的设计特点,并分析模块化压水堆非能动余热排出技术的应用前景。

关键词：模块化压水堆非能动余热排出系统换热器

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基于SIMULINK的核反应堆功率调节系统建模与仿真

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科技视界 2016年第14期 29-30页

作者：张倬董化平孙启航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

在建立核反应堆点堆动力学模型基础上,通过SIMULINK工具搭建反应堆功率调节系统模型,进行反应性扰动试验,对模型的仿真性能进行验证。仿真模型实现了期望的反应堆功率自动调节的要求和结果。本文工作为进一步开展反应堆控制系统设计奠... 详细信息

在建立核反应堆点堆动力学模型基础上,通过SIMULINK工具搭建反应堆功率调节系统模型,进行反应性扰动试验,对模型的仿真性能进行验证。仿真模型实现了期望的反应堆功率自动调节的要求和结果。本文工作为进一步开展反应堆控制系统设计奠定了技术基础。

关键词：核反应堆功率调节 SIMULINK 建模和仿真计算机控制

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从工业4.0看模型化技术的重要作用

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仪器仪表用户 2016年第12期23卷 5-9,55页

作者：王远隆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 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610213

本文对德国西门子公司和德国工业研究院率先推出的工业4.0理念给予了概要性描述,然后在此基础上讨论了模型型式的划分、模型化技术的重要作用以及模型应用问题。通过讨论,可以看到中国的模型化技术发展是一个任重道远的过程。最后,就核... 详细信息

本文对德国西门子公司和德国工业研究院率先推出的工业4.0理念给予了概要性描述,然后在此基础上讨论了模型型式的划分、模型化技术的重要作用以及模型应用问题。通过讨论,可以看到中国的模型化技术发展是一个任重道远的过程。最后,就核电站的模型化技术应用进行了简要介绍,并对相关问题给予了讨论。

关键词：工业4.0 模型建模计算机仿真

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反应堆压力容器螺孔及螺栓损伤评价技术

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核动力工程 2015年第5期36卷 22-24页

作者：郑连纲邹鸣中谢海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

在反应堆压力容器螺栓孔及主螺栓加工制造和安装过程中,经常会由于设备故障或人员操作失误等原因造成螺孔和螺栓损伤,产生不符合项。其中,大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本文总结了螺栓孔及主螺栓主要缺陷类型及接受原... 详细信息

在反应堆压力容器螺栓孔及主螺栓加工制造和安装过程中,经常会由于设备故障或人员操作失误等原因造成螺孔和螺栓损伤,产生不符合项。其中,大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本文总结了螺栓孔及主螺栓主要缺陷类型及接受原则,同时针对严重缺陷给出了相应的力学分析方法。

关键词：螺孔螺栓缺陷

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小型化低频电源插件热设计优化仿真分析

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核动力工程 2015年第S2期36卷 78-81页

作者：蔡晨伍科吕新知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

某小型化低频电源插件发热严重,插件自带散热片不能有效传导热量。针对发现的问题,对插件中的绝缘栅双极型晶体管(IGBT)模块、电源模块、驱动模块等发热部件进行热仿真分析。然后优化插件内部器件布局,改进散热片模型,使插件内部元器件... 详细信息

某小型化低频电源插件发热严重,插件自带散热片不能有效传导热量。针对发现的问题,对插件中的绝缘栅双极型晶体管(IGBT)模块、电源模块、驱动模块等发热部件进行热仿真分析。然后优化插件内部器件布局,改进散热片模型,使插件内部元器件温度在节点温度之下。经过后期模型样机单元的试验,验证了热仿真结果的正确性,实现了该插件热设计优化。

关键词：热辐射热传导热阻可靠性

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数字化控制器技术及应用