检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2019年第16期 5-7,13页

作者：何小鹏赵阳张洧川黄轲唐涛中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家级重点实验室

TTCAN协议在传统CAN基础上引入了时间触发机制,通过时间触发和时分多址的方式提高总线网络数据传输的实时性和确定性,适应更高安全级的网络通讯要求。本文以核电厂安全级仪控设备为对象,设计了基于TTCAN的总线网络架构和应用软件,验证了... 详细信息

TTCAN协议在传统CAN基础上引入了时间触发机制,通过时间触发和时分多址的方式提高总线网络数据传输的实时性和确定性,适应更高安全级的网络通讯要求。本文以核电厂安全级仪控设备为对象,设计了基于TTCAN的总线网络架构和应用软件,验证了TTCAN协议应用能够满足安全级仪控系统的总体功能性能要求。

关键词： TTCAN 时间触发安全级系统

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P92钢应变速率相关的高温低周疲劳行为研究

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压力容器 2021年第1期38卷 1-8,14页

作者：张尚林轩福贞罗英邱天邱阳胡甜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610213 华东理工大学机械与动力工程学院上海200237

随着电站设备向高参数、大型化方向发展,高温低周疲劳问题成为威胁关键设备安全服役的重要因素。针对电站设备广泛应用的P92钢,开展了不同应变速率的625℃高温下的低周疲劳试验,研究对称和非对称应变速率下的循环变形行为。结果表明,P9... 详细信息

随着电站设备向高参数、大型化方向发展,高温低周疲劳问题成为威胁关键设备安全服役的重要因素。针对电站设备广泛应用的P92钢,开展了不同应变速率的625℃高温下的低周疲劳试验,研究对称和非对称应变速率下的循环变形行为。结果表明,P92钢高温低周疲劳响应表现出明显的应变速率敏感性。随着应变速率降低,加载时间变长,蠕变变形增加,从而导致材料循环软化加速,疲劳寿命缩短。通过应力-应变滞回环分析发现,P92钢在反向卸载初始阶段发生蠕变变形。同时,随着应变速率的降低,循环过程中的应变硬化程度也随之降低。此外,非对称应变速率循环(慢-快)工况下疲劳寿命最短,慢拉伸应变速率引起的蠕变损伤加速材料的弱化,蠕变损伤和疲劳损伤的交互作用是高温疲劳破坏的主要原因,尤其在低应变速率下蠕变损伤的贡献更加明显。

关键词： P92钢高温低周疲劳应变速率

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突出重围、奔向胜利的杀手锏——评神舟AVIDM软件与信息安全保护

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中国制造业信息化（应用版） 2008年第2期37卷 24-25页

作者：刘东中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家级重点实验室

PLM产业，这个IT界与制造业界结合的宠儿，如今不再是书本上的先行概念。伴随着企业内部整合资源、提高竞争力的强烈需求，像一个稍显稚嫩但充满朝气的青年，急不可待地要登上人生的舞台，成为聚光灯的主角。PLM产业这块大蛋糕的吸引力... 详细信息

PLM产业，这个IT界与制造业界结合的宠儿，如今不再是书本上的先行概念。伴随着企业内部整合资源、提高竞争力的强烈需求，像一个稍显稚嫩但充满朝气的青年，急不可待地要登上人生的舞台，成为聚光灯的主角。PLM产业这块大蛋糕的吸引力日益增强。伴随经济的蓬勃发展，作为世界制造工厂的中国，其PLM市场更是各路英雄表演与角力的“兵家必争之地”。

关键词：信息安全保护 DM软件 AVI 突出 PLM 整合资源企业内部制造业

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基于最小二乘生成对抗网络的人脸图像修复研究

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科技视界 2020年第22期 1-6页

作者：谢卓然寸怡鹏姜德航王菲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

图像修复是数字图像处理中的一项经典任务,随着深度学习技术步入人们的视野,计算机修补残缺图像的能力得到大幅提升。本文介绍了如何利用最小二乘损失,改进原始的生成式对抗网络,预测残缺图像中的丢失信息并快速修补残缺图像,克服传统... 详细信息

图像修复是数字图像处理中的一项经典任务,随着深度学习技术步入人们的视野,计算机修补残缺图像的能力得到大幅提升。本文介绍了如何利用最小二乘损失,改进原始的生成式对抗网络,预测残缺图像中的丢失信息并快速修补残缺图像,克服传统图像复原方法中存在的问题。

关键词：深度学习图像修复生成式对抗网络深度卷积网络人脸图像 LSGAN

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基于AVIDM系统建立核电设计与管理平台

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中国制造业信息化（应用版） 2008年第2期37卷 53-54页

作者：曾辉赵欣魏丁方浩宇刘东中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家级重点实验室

中国核动力研究设计院（以下简称核动力院）是我国唯一集研究、设计、试验、运行及小批量生产为一体的核动力研究基地，为满足工作需要，核动力院于2003年底从北京神舟航天软件技术有限公司（简称神舟软件）引进了企业级协同设计系统（A... 详细信息

中国核动力研究设计院（以下简称核动力院）是我国唯一集研究、设计、试验、运行及小批量生产为一体的核动力研究基地，为满足工作需要，核动力院于2003年底从北京神舟航天软件技术有限公司（简称神舟软件）引进了企业级协同设计系统（AVIDM3.0），并从2004年起开始应用。目前已应用于国防、核电、研究堆等领域的设计和研发项目，

关键词：协同设计系统电设计管理平台软件技术小批量生产核动力研究基地研发项目

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反应堆压力容器密封分析方法及应用

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东方电气评论 2010年第2期24卷 34-37页

作者：吕勇波郑连纲杨宇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

反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界屏障的一个重要设备,它具有高温、高压、高放射性的特点,对其进行密封分析是其设计过程中很重要的一环。为了验证红沿河核电工程中压力容器结构设计的密封性,采用基于Ansys软件的三维耦合热弹塑性... 详细信息

反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界屏障的一个重要设备,它具有高温、高压、高放射性的特点,对其进行密封分析是其设计过程中很重要的一环。为了验证红沿河核电工程中压力容器结构设计的密封性,采用基于Ansys软件的三维耦合热弹塑性接触密封分析技术,对红沿河核电工程的压力容器密封结构在正常与扰动工况下的密封性能进行了计算,结果表明其在正常与扰动工况下满足密封要求。

关键词：压力容器密封分析红沿河核电工程

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基于大数据分析核电工程项目管理改革

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工程建设与设计 2020年第12期 232-233页

作者：孙启航张倬陈亮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

基于对大数据时代核电工程项目管理改革的探讨研究,论文从大数据技术概述与核电工程的主要特征入手,对大数据技术下核电工程管理改革的关键点进行分析,希望能够为有关人士提供参考。

关键词：大数据核电工程工程管理

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基于数据驱动的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性研究

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电子技术应用 2024年第S1期50卷 236-242页

作者：袁艳丽冯志鹏叶献辉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610041

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析... 详细信息

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析模型,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析研究,通过单因素方差分析(ANOVA)获取输入参数对输出参数的重要度排序,通过相关性分析获得输出变量随输入参数的变化趋势。本文的敏感性分析可以为反应堆冷却剂系统优化设计改进提供定量分析手段与数据支持,相关敏感性分析方法与流程可推广至核动力装置其它系统与设备。

关键词：反应堆冷却剂系统地震响应敏感性分析

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次临界或低功率启动工况下提棒事故分析

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中国核科技报告 2004年第1期 128-133页

作者：鲁剑超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

由于控制棒抽出引起堆芯内反应性失控增加,从而导致核功率剧增的事故定义为一组控制棒组件抽出事故。这种瞬态可能是反应堆控制系统或棒控系统失灵引起的。多普勒负反应性反馈效应能在保护动作延迟的时间内将功率限制在可接受的水平。... 详细信息

由于控制棒抽出引起堆芯内反应性失控增加,从而导致核功率剧增的事故定义为一组控制棒组件抽出事故。这种瞬态可能是反应堆控制系统或棒控系统失灵引起的。多普勒负反应性反馈效应能在保护动作延迟的时间内将功率限制在可接受的水平。该事故中,燃料棒表面可能发生偏离泡核沸腾(departure from nucleate boiling,简称DNB),导致燃料元件包壳烧毁;燃料芯块也可能发生熔化,对包壳产生不利影响。文章对岭澳混合堆芯和提高富集度论证次临界或低功率启动工况下提棒事故进行了分析。分析结果表明,事故瞬态中不会发生燃料芯块熔化或燃料元件包壳烧毁,可以保证燃料元件的完整性,燃料设计满足限制准则。

关键词：次临界提棒事故分析

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热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证

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核科学与工程 2014年第2期34卷 187-192页

作者：刘伟朱元兵白宁单建强张博苟军利厉井钢西安交通大学核科学与技术学院西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 中科华核电技术研究院深圳518026

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理... 详细信息

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理模型。本文对ATHAS进行稳态验证的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

关键词：子通道分析程序ATHAS GE3×3组件稳态验证

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