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语言

  • 490 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室/中国核动力研究设计院"
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排序:
反应堆控制系统的鲁棒性分析
核反应堆控制系统的鲁棒性分析
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2012年西南三省一市自动化与仪器仪表学术年会
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 四川成都 610041 国家能源压水反应堆技术研发中心 四川成都 610041
本文对核反应堆控制系统的鲁棒性进行了比较分析。通过分别用常规PID控制技术和先进控制技术实现对被控对象反应堆的控制,给出了改善反应堆控制系统鲁棒性的有效途径。
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非均匀热流密度下多孔介质内氨反应特性研究
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西北水电 2021年 第5期 119-126页
作者: 阮景昕 邓泽宏 胡甜 王跃社 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 西安710049 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610213 中国电建太阳能热发电工程研究中心 西安710065
氨基热化学储能是一种极具研究价值的热化学储能方式,氨反应器内的反应特性更是与太阳能流密度息息相关。以非均匀热流密度下的氨反应器为研究对象,建立了一个基于反应动力学和传热传质的催化氨分解三维反应器模型。针对氨反应模型,揭... 详细信息
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一种基于DeviceNet现场总线协议的安全通信层设计
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南华大学学报(自然科学版) 2016年 第2期30卷 87-92页
作者: 刘曜 袁熹 刘朝晖 吴志强 韩文兴 阳小华 南华大学计算机科学与技术学院 湖南衡阳421001 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
以核电站数字仪控系统为背景,以提高网络通信可靠性为目的,提出一种基于Device Net现场总线协议的安全通信层协议设计.本研究通过分析国标IEC61784所提出的八种通信故障,在原协议的基础上扩展了几种安全措施,可以预防以上所有通信故障,... 详细信息
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国产SA508-3钢拉伸力学性能的近场动力学模拟
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四川建筑 2019年 第2期39卷 330-332,335页
作者: 刘贞谷 郭居上 李丽娟 庾明达 陈建国 石凯凯 江小州 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 四川成都610213 哈尔滨工业大学航天学院航天科学与力学系 黑龙江哈尔滨150001
近场动力学(PD)是一种新型固体力学理论,基于非局部假设,在连续和非连续问题上采用统一框架进行求解,在最近十年得到了极大的关注和发展,应用范围也越来越广。文章将近场动力学理论应用于核电设备中,基于国产SA508-3钢材料,编写Fortran... 详细信息
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反应堆动态参数α本征值蒙卡计算方法研究
反应堆动态参数α本征值蒙卡计算方法研究
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第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议
作者: 李泽光 李天涯 王侃 余纲林 清华大学工程物理系 北京100084 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
反应堆动态参数α本征值,是反应堆物理中的一个重要参量,它描述了瞬发中子随时间的变化情况,在反应堆次临界和临界研究中有着重要的意义。对于复杂系统的α本征值计算,目前较常用的方法是利用蒙卡程序对k本征值进行模拟,利用(k,α... 详细信息
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共振自屏计算的子群法与共振干涉效应研究
共振自屏计算的子群法与共振干涉效应研究
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第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议
作者: 黄世恩 王侃 姚栋 清华大学工程物理系 北京100084 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 清华大学工程物理系 北京100084 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
本文工作为子群法与特征线法相结合的中子共振自屏计算研究,并编制了SGMOC共振计算程序。该程序采用WIMSD格式的多群数据库。数值验证表明,SGMOC程序的计算结果与MCNP程序计算结果吻合良好,具有较高的计算精度与几何通用性。以SGMOC... 详细信息
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核电超长末叶高背压下气动稳定性的流固耦合分析
核电超长末叶高背压下气动稳定性的流固耦合分析
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中国核学会2019年学术年会
作者: 庾明达 刘贞谷 姜露 张毅雄 徐自力 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 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室
采用基于RANS方程的三维时域响应流固耦合迭代数值算法对新开发的核电超长末级叶片的气动稳定性进行了分析。利用流场有限元网格与叶片网格之间的交界面进行压力,位移等变量的数据交换和迭代计算,通过叶片时域位移响应趋势判断叶片是否... 详细信息
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多级节流孔板在核级管道中的设计分析研究
多级节流孔板在核级管道中的设计分析研究
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者: 张毅雄 毛庆 向文元 毕勤成 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 610041成都 大亚湾核电运营管理有限责任公司 深圳518124 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 610041成都 大亚湾核电运营管理有限责任公司 深圳518124 西安交通大学 710049
在核电站管道系统设计中,大量采用节流孔板来增加系统阻力,限制管道流速.但是由于设计和分析上的种种原因,容易造成节流孔板过度节流,从而在节流孔板下游发生气蚀现象,引起管道振动和噪声,甚至造成管道的疲劳破坏,给核电厂安全带来隐患... 详细信息
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大亚湾核电站1R447房间内1EVC通风管及相关支承分析
大亚湾核电站1R447房间内1EVC通风管及相关支承分析
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者: 刘文进 秦余新 曾忠秀 毛庆 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 大亚湾核电运营管理有限责任公司 深圳518124
大亚湾核电站一些通风管本身在设计上没有抗震要求,但这些通风管在地震发生时有可能位移过大撞坏或破损后产生飞射物砸坏其它安全相关的重要设备或系统,大亚湾核电站在10年安全审评时将地震作为初因事件对这些通风管进行了分析论证.本... 详细信息
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岭澳一期1VVP002管线安全壳外部分阻尼器减少分析评定
岭澳一期1VVP002管线安全壳外部分阻尼器减少分析评定
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第14届全国反应堆结构力学会议
作者: 刘文进 彭浩 曾忠秀 毛庆 杨凯 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 大亚湾核电运营管理有限责任公司 深圳518124
核电站系统管道一方面要求在热膨胀作用下能自由膨胀,另一方面要求在动载荷作用下有较强的抵抗能力,阻尼器满足了两方面的要求.但是,阻尼器在使用过程中可能会出现漏油或卡死等现象,因此,在核电站运行期间需要对阻尼器进行定期的保养和... 详细信息
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