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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"
492 条 记 录,以下是231-240 订阅
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TTCAN协议在核电厂安全级仪控系统中的应用研究
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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
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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
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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
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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
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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(以下简称核动力)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
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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
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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。
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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
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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
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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
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