检索结果-内蒙古大学图书馆

2010年西南三省一市自动化与仪器仪表学术年会

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国家级重点实验室

本文采用比较分析方法,分别用BP神经网络控制技术与常规PID控制技术实现对被控对象的控制,并通过仿真计算给出图示对比,结果表明,BP神经网络控制技术虽然有其独特的优越性,但对于核反应堆一类复杂对象其时间开销则是妨碍控制器实现的关... 详细信息

本文采用比较分析方法,分别用BP神经网络控制技术与常规PID控制技术实现对被控对象的控制,并通过仿真计算给出图示对比,结果表明,BP神经网络控制技术虽然有其独特的优越性,但对于核反应堆一类复杂对象其时间开销则是妨碍控制器实现的关键问题。

关键词： BP神经网络 PID 核反应堆

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BP神经网络控制应用的基本问题

BP神经网络控制应用的基本问题

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2010成都市科学技术年会

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国家级重点实验室

本文采用比较分析方法,分别用BP神经网络控制技术与常规PID控制技术实现对被控对象的控制,并通过仿真计算给出图示对比.结果表明,BP神经网络控制技术虽然有其独特的优越性,但对于核反应堆一类复杂对象其时间开销则是妨碍控制器实现的关... 详细信息

本文采用比较分析方法,分别用BP神经网络控制技术与常规PID控制技术实现对被控对象的控制,并通过仿真计算给出图示对比.结果表明,BP神经网络控制技术虽然有其独特的优越性,但对于核反应堆一类复杂对象其时间开销则是妨碍控制器实现的关键问题.

关键词： BP神经网络闭环自动控制技术计算机仿真

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AVS2快速帧内模式决策VLSI结构设计与实现

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中国仪器仪表 2022年第5期 77-81页

作者：谢豪许东芳陈杰廖成晋崔敖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610213

AVS2是由中国数字音视频编解码技术标准工作组独立提出的一种视频编码标准。帧内编码是AVS2的关键技术之一。在帧内编码中,AVS2采取了33种帧内预测模式,使得编码性能显著提高,但是计算复杂度急剧增加。通常,针对CPU平台的软件编码器的... 详细信息

AVS2是由中国数字音视频编解码技术标准工作组独立提出的一种视频编码标准。帧内编码是AVS2的关键技术之一。在帧内编码中,AVS2采取了33种帧内预测模式,使得编码性能显著提高,但是计算复杂度急剧增加。通常,针对CPU平台的软件编码器的快速算法研究一般直接考虑算法本身的复杂度,但针对硬件编码器产品的快速算法研究同时还需要考虑到数据依赖性等问题。有效的帧内模式决策算法一直在被不断的研究和优化中,目前国际上针对国际标准如H.265/HEVC等编码器产品的帧内快速算法研究已经比较成熟,而针对我国自主视频编码标准AVS2产品的有效帧内快速算法很少,特别是针对AVS2的硬件编码器帧内模式决策快速算法几乎没有,这显然不利于AVS2编码器的应用和推广,可见对AVS2帧内快速模式决策算法的研究非常必要。基于算法;的提出,本文提出了面向VLSI的帧内预测模块的微结构设计。为了满足300MHz时钟频率下对1920×1080@60fps的吞吐率要求,本文采用了两套并行电路进行设计。一套单独完成256个4×4尺寸PU的预测(LCU级),另一套串行完成其他尺寸精简后的预测电路。通过Vivado HLS综合报告分析,仅使用Xilinx FPGA XC7K325T 900开发板28%的LUT、3%的FF及1%的BPRAM便达到了设计要求。

关键词： AVS2 帧内预测 VLSI

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堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

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2007中国科协年会专题论坛暨第四届湖北科技论坛

作者：郑斌孙英学臧峰刚杨宇卢岳川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

本文通过 ABAQUS 程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在 PTS 瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在 PTS 计算分析时较三... 详细信息

本文通过 ABAQUS 程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在 PTS 瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在 PTS 计算分析时较三维断裂力学有限元分析保守。

关键词：反应堆压力容器断裂力学有限元

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CNFM系统的核电站运行支持功能开发

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中国核电 2023年第1期16卷 142-145页

作者：谢运利刘琨陈长周代杰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

基于堆内固定式探测器的在线监测系统CNFM已用于我国“华龙一号”等第三代核电站,可以在线连续对燃料棒线功率密度(LPD)和偏离泡核沸腾比(DNBR)进行监测和预警,提高了反应堆的运行安全。以往电站采用的是基于堆内可移动式探测器的LSS在... 详细信息

基于堆内固定式探测器的在线监测系统CNFM已用于我国“华龙一号”等第三代核电站,可以在线连续对燃料棒线功率密度(LPD)和偏离泡核沸腾比(DNBR)进行监测和预警,提高了反应堆的运行安全。以往电站采用的是基于堆内可移动式探测器的LSS在线监测系统,基于此系统的一些堆芯分析方法不再适用,另外第三代核电站在堆芯分析及运行管理方面也提出了新的需求,为此CNFM系统开发了一些辅助运行支持功能,集成了电站以往需要独立开展的运行操作。由于实时和大量的实测数据支持,运行支持功能的计算方法相对传统的方法有所改进,部分功能弥补了传统电站不具备的计算能力。系统部分运行支持功能已应用于电站,后续将持续进行优化和推广,助力电站运行分析的智能化,提高运行的决策能力。

关键词：华龙一号在线监测核电站运行负荷跟踪反应性计划

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ACP1000堆型稳压器安全阀控制设计

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科技视界 2014年第14期 270-271页

作者：刘飞洋韩勇游洲李朋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

稳压器安全阀作为核电站一回路最重要的阀门之一,在维持一回路压力边界完整下为一回路系统提供了超压保护,在ACP1000与二代加压水堆核电站中,稳压器安全阀均采用先导式安全阀,由液压和电控两种方式可以控制阀门的开启,本文通过对比提出... 详细信息

稳压器安全阀作为核电站一回路最重要的阀门之一,在维持一回路压力边界完整下为一回路系统提供了超压保护,在ACP1000与二代加压水堆核电站中,稳压器安全阀均采用先导式安全阀,由液压和电控两种方式可以控制阀门的开启,本文通过对比提出了ACP1000的控制方案设计。

关键词： ACP1000 稳压器安全阀超压保护控制

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水平直肋管充分发展层流自然对流换热的数值分析

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科技视界 2016年第14期 7-9页

作者：张倬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610213

本文建立了水平直肋管层流自然对流换热的数学模型。通过对模型化简,导出无量纲控制方程,利用Simpler算法以及均分网格,对该问题进行求解,并进行了流场与温度场的数值模拟,分析了阻力系数和平均Nusselt数随Ra数变化曲线。与相关文献中... 详细信息

本文建立了水平直肋管层流自然对流换热的数学模型。通过对模型化简,导出无量纲控制方程,利用Simpler算法以及均分网格,对该问题进行求解,并进行了流场与温度场的数值模拟,分析了阻力系数和平均Nusselt数随Ra数变化曲线。与相关文献中的实验结果对比符合良好。

关键词：水平直肋管 Simpler 自然对流数值模拟

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超临界压水堆候选包壳材料评价

超临界压水堆候选包壳材料评价

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中国核学会核材料分会2007年度学术交流会

作者：蒋有荣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

本文调研了超临界压水堆和高温气冷堆材料及其应用性能,对超临界压水堆候选包壳材料进行了评价。在超临界压水堆中,当冷却剂出口温度低于380·时,可以考虑使用中子吸收截面低的锆合金;当冷却剂出口温度高于380·时,可以选择不... 详细信息

本文调研了超临界压水堆和高温气冷堆材料及其应用性能,对超临界压水堆候选包壳材料进行了评价。在超临界压水堆中,当冷却剂出口温度低于380·时,可以考虑使用中子吸收截面低的锆合金;当冷却剂出口温度高于380·时,可以选择不锈钢和镍基合金,不锈钢可以考虑 SUS316、SUS310S 以及改进型奥氏体钢,镍基合金可以考虑 Inconel600及 Inconel690。

关键词：超临界压水堆包壳材料评价

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模块式小型堆ACP100二回路给水泵配置分析

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科技视界 2017年第13期 9-10页

作者：梁铁波严思伟黎春梅任云曾畅王亮郝承明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

模块式小型堆ACP100二回路采用2×50%容量汽动调速泵为主给水泵、2×25%容量电动调速泵为启动给水泵的配置,从模块式小型堆核电机组启动程序、二回路运行特性、主给水调节方式及降负荷能力等方面对模块式小型堆二回路给水泵配... 详细信息

模块式小型堆ACP100二回路采用2×50%容量汽动调速泵为主给水泵、2×25%容量电动调速泵为启动给水泵的配置,从模块式小型堆核电机组启动程序、二回路运行特性、主给水调节方式及降负荷能力等方面对模块式小型堆二回路给水泵配置方式进了分析,并与M310机组及在建的三代核电AP1000、EPR1000机组的给水泵配置进行对比分析。通过分析,为我国后续模块式小型核电机组的常规岛给水系统设计提供借鉴和参考。

关键词：模块式小型堆主给水给水泵二回路

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秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者：胡建军芮旻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

压水堆核电站LOCA(失水事故)后,由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制,在安全壳内产生大量的氢气,这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物,在一定条件下会造成爆炸的危险。LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于... 详细信息

压水堆核电站LOCA(失水事故)后,由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制,在安全壳内产生大量的氢气,这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物,在一定条件下会造成爆炸的危险。LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于足以防止出现氢氧混合物燃烧的危险的浓度。本文针对秦山第二核电厂扩建工程(简称秦二扩)安全分析工作,对秦二扩LOCA事故工况下氢气的产生进行了计算分析,介绍了冷却剂在堆芯区和地坑区的辐照分解产氢使用ORIGEN2程序的计算模型,以及其它相关计算模型。

关键词：秦山第二核电厂扩建工程 LOCA 产氢量计算 OR(?)GEN2

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