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  • 3,115 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设计重点实验室"
3115 条 记 录,以下是1081-1090 订阅
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基于SCADE的分布式核电仪控设计验证平台研究
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自动化仪表 2021年 第S01期42卷 1-4,10页
作者: 张旭 姚璋 邓志光 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
仿真验证是仪控系统设计、验证和使用过程中的关键环节。随着我国核电数字化控制系统(DCS)的快速发展,仿真验证水平需要相应提高。利用高安全性应用开发环境(SCADE)平台构建核电站全厂工艺系统和控制系统模型,并在此基础上提出分布式仿... 详细信息
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基于FPGA的存储内建自测试的研究
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仪器仪表用户 2021年 第6期28卷 53-57页
作者: 薛凯 侯荣彬 李勇 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
本文以SRAM为研究对象,介绍了储存器中常见的几种故障类型以及测试方法。March算法能够对各种储存器常见故障进行检测,但有些故障(比如耦合故障中的字内故障和字间故障)是检测不出来的。通过对现有测试算法的优化,使储存器测试的故障覆... 详细信息
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核电厂安全级DCS系统的故障诊断和报警设计研究
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仪器仪表用户 2021年 第10期28卷 48-51页
作者: 胡清仁 李俊 彭浩 谢维波 李雨桐 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
核电厂安全级DCS除了执行保护功能和监测保护系统的工艺参数,还应对系统的故障进行诊断,以避免系统故障导致核电站的误动作。因此,在不影响执行保护功能的前提下,安全级DCS的故障应尽可能地被系统自动检测并即时报出,作为运行和维修人... 详细信息
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舰船舱火灾下结构热力响应及极限强度研究
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应用科技 2022年 第3期49卷 1-10页
作者: 郝军凯 薛鸿祥 黄捷 梁乐 杨尚升 苗怡然 喻巧 王宇阳 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 上海交通大学海洋工程国家重点实验室 上海200240
舰船在维修、巡逻和战斗时,由于人员操作失误或遭受攻击易发生舱火灾,从而可能造成极为严重的后果。本文选取典型舰船舱结构,以油池模拟可燃物,采用火灾动力学模拟器(fire dynamics simulator, FDS)仿真软件,模拟不同火灾面积及通... 详细信息
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超级均匀化方法在压水芯Pin-by-pin计算中的应用与研究
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原子能科学技术 2020年 第11期54卷 2120-2126页
作者: 张斌 李云召 吴宏春 王冬勇 刘勇 于颖锐 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 西安交通大学核科学与技术学院 陕西西安710049
在压水芯Pin-by-pin计算中,采用超级均匀化(SPH)方法作为均匀化技术,对燃料组件传统SPH因子进行计算,生成了Pin-by-pin等效均匀化参数。针对存在中子泄漏现象的反射层组件,研究了与空间泄漏相关的SPH方法,在保证反应率守恒的基础上... 详细信息
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“华龙一号”反应堆及一回路系统设计优化改进
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中国核电 2021年 第2期14卷 157-167页
作者: 崔怀明 王明利 王亚曦 周金满 黄代顺 杨敏 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
本文对福建漳州核电厂1号、2号机组“华龙一号”反应堆及一回路系统与相关系统设计方案相对于“华龙一号”首示范工程实施的优化改进及论证分析进行了说明,其主要内容包括:反应堆设计优化改进、反应堆结构设计优化改进、一回路系... 详细信息
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熔盐热管式非能动余热排出系统建模及程序开发
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原子能科学技术 2020年 第12期54卷 2353-2361页
作者: 刘明皓 张玉龙 王成龙 张大林 秋穗正 李毅 尹莎莎 刘航 杨红发 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 西安交通大学能源与动力工程学院 陕西西安710049
热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计可有效提升熔盐非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐运行特点,建立了一套较为完整的数学物理模型,涵盖了熔盐芯物理热工耦合、高温热管和HP-PRHRS运行等。采用上述模型开发了HP-... 详细信息
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一种基于柔性变形的反应堆控制棒驱动线三维动态公差分析方法研究
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核动力工程 2020年 第S2期41卷 27-31页
作者: 陈训刚 莫锦涛 杜华 朱紫豪 李国栋 杨唯唯 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 中国铁路成都局集团有限公司成都供电段 成都610041
传统的控制棒驱动线公差分析方法无法得到令人满意的置信水平,且没有考虑控制棒和驱动杆的柔性变形的影响。针对该问题提出一种基于柔性变形的反应堆控制棒驱动线三维动态公差分析方法,首先利用拉丁超立方采样法对公差尺寸链进行采样,... 详细信息
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先进压水大破口失水事故耦合特性研究
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核科学与工程 2020年 第3期40卷 426-430页
作者: 杨灵均 冷洁 毕树茂 邓坚 刘余 朱大欢 蒋孝蔚 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
先进压水采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能... 详细信息
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新型定位格架夹持结构的力学特性研究
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原子能科学技术 2020年 第12期54卷 2411-2417页
作者: 任全耀 陈杰 赵瑞瑞 雷涛 郑美银 彭园 秦勉 李建伟 蒲曾坪 陈平 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 中核北方核燃料元件有限公司 内蒙古包头014020
定位格架夹持结构是保证燃料棒横向与轴向定位的关键。为进一步提高燃料组件中子经济性、简化定位格架生产流程,本文设计了一种可直接从格架条带上冲制而成的拱形且带小刚性凸起的弹簧结构,与刚凸组成新型定位格架夹持系统。针对设计的... 详细信息
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