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检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室"
2904 条 记 录,以下是2631-2640 订阅
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三代核电主管道直接测温技术及关键设备研制
三代核电主管道直接测温技术及关键设备研制
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作者: 陈宇 朱加良 徐涛 浙江伦特机电有限公司 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
反应堆主冷却剂温度反映了芯功率和冷却状态,用于芯保护、功率控制等重要功能,直接影响核电厂的安全性和经济性,是十分重要的安全关键参数。三代核电反应堆主冷却剂温度采用主管道直接测温进行测量,主管道直接测温面临高温、高... 详细信息
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三代核电先进芯中子通量测量系统对比研究
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科技视界 2024年 第20期14卷 21-24页
作者: 尹秋升 孙培伟 韩钰 李昆 西安交通大学核科学与技术学院 陕西西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 四川成都610213
随着压水核电从二代、二代加发展到三代核电,芯中子通量测量系统对芯中子注量率的监测方式也由定期从压力容器底部插入探测器进行测量,改进为从芯顶部插入在线监测。文章通过调研国内主要的三代核电机组的先进芯中子通量测量... 详细信息
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基于布尔表达式约束的测试用例生成技术
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计算机与现代化 2019年 第1期 86-94页
作者: 孙溢 阳小华 刘杰 余童兰 吴志强 陈智 南华大学计算机学院 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重点实验室 四川成都610041
布尔表达式约束在软件规格说明和程序中广泛存在,这些约束可作为软件系统的模型,成为测试用例生成依据。本文调研分析基于布尔表达式约束的测试用例生成方法,主要分为基于约束语法的测试和基于约束语义的测试。归纳总结基于约束语法测... 详细信息
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数字化控制系统基本技术分析
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自动化与仪器仪表 2017年 第6期 43-46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 四川成都610213 国家能源压水反应堆技术研发中心 四川成都610213
就数字化控制系统的基本技术做了一个学理上的分析。在此基础上,深入探讨了数字化控制系统的采样周期问题和核能系统数字化PID控制策略问题,给出了采样周期的选择原则,给出了离散化原理的广泛存在性实例,指出了PID的积分饱和问题所在并... 详细信息
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区间限界算法:一种新的、实用的芯装载方案优化方法
区间限界算法:一种新的、实用的堆芯装载方案优化方法
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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: 宫兆虎 姚栋 王侃 清华大学 工程物理系 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 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 清华大学 工程物理系
本文针对核电厂实际的芯装载方案优化问题,提出了一种新的优化算法——区间限界算法。装载方案优化问题最重要的启发式信息就是组件的反应性,区间限界算法直接依据该信息进行操作,有更强的智能性。它独特的控制变量选取方式,能恰... 详细信息
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敷设阻尼加筋外地板结构振动声辐射特性研究
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噪声与振动控制 2017年 第2期37卷 85-90页
作者: 张丰收 沈火明 张文正 吕稀 宋海洋 熊夫睿 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 西南交通大学力学与工程学院 成都610031
结合声学分析软件建立高速列车加筋外地板结构有限元模型,研究阻尼材料对加筋外地板声辐射特性的影响,并探究面板厚度、结构阻尼系数和阻尼材料对外地板隔声量的影响。研究结果表明:敷设阻尼层能够有效抑制外地板的声辐射,但不是越厚越... 详细信息
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均匀加热棒束通道过冷沸腾流动传热计算分析
均匀加热棒束通道过冷沸腾流动传热计算分析
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中国核学会2017年学术年会
作者: 张君毅 闫晓 肖泽军 中国核动力研究设计院核反应堆热工水力技术重点实验室 华龙国际核电技术有限公司
采用壁面热分配模型对PSBT基准题中的5×5均匀加热全长棒束过冷沸腾传热进行了数值模拟研究。分析了加热段末端搅混格架(MVG)下游不同径向位置加热元件表面的传热特性,发现MVG下游存在强烈的横向流动会使不同径向位置加热元件表面... 详细信息
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孔板诱发管道流致振动响应的计算方法研究
孔板诱发管道流致振动响应的计算方法研究
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者: 姜乃斌 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 四川 成都 610041
孔板对流体的扰动会导致局部回流和漩涡的出现,引起管内的局部压力脉动,从而造成管道系统出现振动和噪声,严重情况下会导致结构开裂和流体泄漏.本工作利用孔板诱发流体脉动压力的试验测量结果,采用ANSYS软件的随机振动分析功能,对孔板... 详细信息
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基于攻击树的核电厂DCS系统信息安全脆弱性分析
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南华大学学报(自然科学版) 2018年 第3期32卷 54-59页
作者: 赵庆 刘朝晖 陈智 南华大学计算机学院 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重点实验室 四川成都610041
随着计算机在核电仪控系统中的广泛运用,其信息安全问题受到越来越大的挑战.提出一种基于攻击树的核电仪控系统信息安全脆弱性分析方法,旨在对系统信息安全脆弱性进行量化分析.该方法首先给叶节点赋予三个不同属性,然后采用模糊层次分... 详细信息
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船用反应堆冷却剂泵连续调速研究
船用反应堆冷却剂泵连续调速研究
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第八届(2012年)北京核学会核应用技术学术交流会
作者: 李凤宇 陆古兵 陈智 海军工程大学船舶与动力学院 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
采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸... 详细信息
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