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机构

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  • 20 篇 西南交通大学
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  • 13 篇 中山大学
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作者

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语言

  • 545 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆系统工程设计技术重点实验室"
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排序:
基于分布式的核动力装置故障诊断方法研究
基于分布式的核动力装置故障诊断方法研究
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第一届中国(国际)核电仪控技术大会
作者: 董雅欣 刘永阔 凌霜寒 宋怡 哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 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
核电厂对运行的安全性、可靠性和经济性的要求较高,有效的状态监测与故障诊断具 有重大的现实意义。本文针对核电厂设备故障的特点,提出一套基于分布式的故障诊断方法, 在此基础上构建了基于分布式的核电厂故障诊断系统的具体结构。... 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)北京核学会核应用技术学术交流会
作者: LI Feng-yu 李凤宇 LU Gu-bing 陆古兵 CHEN Zhi 陈智 College of Naval Architecture&Power Naval University of Engineering Wuhan 430033 China 海军工程大学 船舶与动力学院湖北 武汉 430033 Science and Technology on Reactor System Design Technology LaboratoryNuclear Power Institute of China Chendu 610041 China 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
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... 详细信息
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核设施退役安全评价体系初步研究
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辐射防护 2024年 第S1期44卷 111-115页
作者: 丁宏春 毛毳 贺芳 哈尔滨工业大学能源科学与工程学院 哈尔滨150001 清华大学核能与新能源技术研究院 北京100084 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
核设施安全退役是核能健康、可持续发展的必要条件之一,目前我国尚未建立起完善的核设施退役安全评价体系,为确保核设施退役过程中人员及环境的安全性,开展核设施退役安全评价体系研究刻不容缓。基于这一现状,研究重点阐述了核设施退役... 详细信息
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激光增材Fe314修复1Cr18Ni9Ti不锈钢结合面工艺匹配性研究
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焊接技术 2024年 第11期53卷 1-7页
作者: 党苏武 李青宇 李素丽 汪小军 西安科技大学机械工程学院 陕西西安710054 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
保证结合面具有良好的工艺匹配性是成功进行修复的关键一环,然而目前少有面向野外环境激光增材修复结合面工艺匹配性的应用研究。试验采用氮气作为载粉气体,进行激光增材成形Fe314修复1Cr18Ni9Ti不锈钢工艺匹配性研究,通过对结合面缺陷... 详细信息
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核电汽轮机DEH系统工厂测试研究
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数字化用户 2019年 第20期25卷 248页
作者: 刘亮 王疆 桑明 钟昊良 吴广皓 102200 北京国电智深控制技术有限公司 北京 102200 北京市电站自动化工程技术研究中心 北京 100048 中国核科技信息与经济研究院 北京 610000 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
核电汽轮机DEH系统工厂测试是出厂前的最后一项工作,测试质量直接影响到核电汽轮机DEH系统后续工作的进行.本文以核电汽轮机DEH测试为主要工作进行了测试目的和意义分析、测试要求梳理、测试资源配置整理.本研究能够为项目管理者及工程... 详细信息
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