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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重点试验室"
2850 条 记 录,以下是41-50 订阅
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华龙一号海外首反应堆控制系统优化设计
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核动力工程 2022年 第5期43卷 245-249页
作者: 张英 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点试验室 成都610213
反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一... 详细信息
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基于NJOY2016适用于KYLIN-V2.0程序的多群核截面数据库制作方法研究
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广东化工 2025年 第8期 91-94页
作者: 王冬勇 卢庆 陈长 王晨琳 贺涛 彭宇 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
多群核截面数据库是核反应堆物理计算的基础输入参数,对反应堆中子学计算精确度有着重要影响。近年来随着反应堆技术的不断发展,对多群核截面数据库的精确度要求越来越高。同时,由于核数据的测量技术也在不断发展,核评价数据越来越... 详细信息
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“少即是多”原则在核电安全级DCS硬件设计中的应用探索
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中国核电 2025年 第1期 79-83页
作者: 谢长洪 王忠伟 陈阳 李军燕 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
随着工业技术的不断发展,核电行业对安全级DCS设计的要求越来越高,如优化操作流程、提高系统可靠性、降低维护成本等。本文探索了将“少即是多”原则应用到安全级DCS系统的硬件设计中,尝试通过减少不必要的设备或组件,降低硬件设计... 详细信息
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水面核电厂蒸汽发生器水位测量技术研究
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核动力工程 2019年 第5期40卷 156-159页
作者: 赵阳 吕鑫 朱毖微 郑嵩华 吴茜 王雪梅 万谊 罗涵禹 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室
由于水面核电厂长期在倾斜摇摆状态下运行,导致蒸汽发生器水位测量无法直接采用陆上核电厂成熟的差压式液位测量技术。本文结合差压式液位测量原理,在理论计算分析的基础上提出一种适用于水面核电厂的蒸汽发生器水位测量改进方案,并通... 详细信息
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模块式小型稳压器除气系统设计研究
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核动力工程 2021年 第1期42卷 123-128页
作者: 蔡志云 任云 赖建永 张玉龙 刘向红 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室 成都610213
为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停期间全范围... 详细信息
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固-固二元复合材料等效导热系数模型研究综述及评价
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原子能科学技术 2020年 第3期54卷 409-420页
作者: 钱立波 余红星 孙玉发 邓坚 吴丹 李仲春 黄涛 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
等效导热系数(ETC)是表征复合材料导热性能的重要参数,与连续相导热系数k c、分散相导热系数k d、分散相填充率∅、分散相形状及排列方式等密切相关。因此,复合材料等效导热系数的预测是一个非常复杂的过程。虽然目前存在多种复合材料等... 详细信息
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核电厂安全级数字化控制系统工厂测试
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上海交通大学学报 2018年 第S1期52卷 20-25页
作者: 陈钊 陈阳 贺先建 王小雨 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
根据HAD102/16对核电厂计算机系统的要求,工厂测试是安全级数字化控制系统(DCS)生命周期中一个重要的验证和确认环节,也是保障核安全的一项重要技术手段.因此,对于安全级DCS的工厂测试,需要不断规范流程、完善体系、提高技术水平,使之... 详细信息
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模态应变能在反应堆及一回路系统动力分析中的应用
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核动力工程 2019年 第3期40卷 205-210页
作者: 熊夫睿 叶献辉 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
为对系统级模型中不同部件和设备动力贡献程度进行量化考察,提出了一种基于模态应变能的计算方法。应用该方法对2个工程案例进行了分析。首先对某反应堆冷却剂系统波动管支吊架位置变更导致的地震响应较大变化的原因进行了分析。分... 详细信息
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核电厂安全级仪控系统软件概念V&V探讨
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上海交通大学学报 2018年 第S1期52卷 122-132页
作者: 靳津 肖安洪 刘玲霜 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
核电厂安全级仪控系统作为反应堆监测、控制以及保护的重要部分,承担着保障核安全的重要责任.随着数字化仪控系统在核电厂的全面应用,软件作为实现系统功能核心,为保证其高可靠性,须在其开发生命周期中各阶段执行验证与确认(V&V)工... 详细信息
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核电厂优选驱动系统的多样性研究
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上海交通大学学报 2018年 第S1期52卷 107-112页
作者: 刘滨 刘明星 丁捷 严浩 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
优选模块(PLM)是优选驱动系统(PACS)的核心模块.典型的核电厂安全级分布式控制系统(DCS)平台架构由4个保护组与2个逻辑序列构成,PLM位于2个逻辑序列的末端,提供与0层设备的接口.为了防止共因失效(CCF),核电厂的保护系统与多样性系统采... 详细信息
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