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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"
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基于机器学习的故障诊断方法研究
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科技视界 2021年 第17期 94-97页
作者: 王加昌 唐雷 王媛美 郑丹晨 赵欣 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
随着工业4.0时代的到来,如何有效地利用海量监测数据为设备的智能维保提供有益决策已经成为工业互联网领域极具挑战的问题,特别是利用机器学习模型对设备的故障类型进行智能诊断已经取得了不错的研究进展。文章对目前最新的故障诊断方... 详细信息
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基于PDMS平台系统性二次开发的初步研究
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科技视界 2022年 第30期 8-11页
作者: 黄捷 肖韵菲 蔡鼎阳 苏应斌 陈超 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 四川电力设计咨询有限责任公司 四川成都610041
本文主要对核电工程上PDMS的二次开发做出系统性的分析,对. NET语言和PML语言实现单一编程和混合编程的方法进行了研究,对PDMS二次开发提供的SDK接口和数据库连接做出简要分析并研究其利用方式。
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基于蚁群算法的废液排放系统管路布局优化
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科技视界 2021年 第7期 67-69页
作者: 孙冠宇 黄捷 夏军宝 蔡鼎阳 干依燃 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
在核电转换系统中,废液排放管路布局要求优化确定管道位置、管径和管坡,此问题是一个高度约束的混合整数非线性规划(MINLP,Mixed-Integer Nonlinear Programming)问题。文章利用蚁群算法的增量解构建的特点,将蚁群优化算法(ACOA,Ant Col... 详细信息
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闪烁体光纤中子探测技术应用研究
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科技视界 2021年 第7期 135-137页
作者: 万波 熊帮平 黎刚 李昆 夏源 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
闪烁体光纤中子探测技术将中子信号转换为光信号实现中子射线的测量,在核反应堆中子学特性测量、粒子物理试验、中子照相等领域具有广泛的应用前景。文章介绍了当前常见的闪烁体光纤中子探测器结构设计,以及该技术在国内外的应用情况,... 详细信息
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LOCA动力分析模型敏感性研究
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中国机械 2024年 第15期 3-9页
作者: 张锐 刘帅 冯志鹏 邓力维 曾忠秀 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
反应堆冷却剂系统LOCA动力分析作为反应堆系统设计的重要假设事故之一,是设计规范RCC-M中的强制要求之一。发生失水事故后,反应堆冷却剂系统会受到很大的外载作用,可能产生设备损坏等严重后果。对核反应堆系统进行全面评价,需开展... 详细信息
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变频器供电对电厂电机绝缘状态的影响研究
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科技视界 2021年 第21期 89-93页
作者: 韩剑波 刘鎏 张建建 秦越 李朋 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
在电厂中,采用变频器给电机设备供电可获得良好的电气性能,但如果未考虑电机绝缘系统长时间耐受脉冲电压的能力,则可能导致电机绝缘系统发生过早失效,影响电厂的正常运行。为了解变频器供电时对电机绝缘的具体影响,考虑电厂电机设备的... 详细信息
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华龙一号主管道60年寿命设计技术研究
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科技视界 2021年 第15期 88-89页
作者: 刘向红 陶舒畅 黄均麟 蔡志云 赵禹 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
核电厂设计寿命的提高意味着技术的进步、经济性的提高。目前,在役核电厂多数是按40年寿命设计的。主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),是关系到反应堆安全运行的关键部件,属于核安全一级设备。文章论述... 详细信息
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激光增材修复技术研究现状及展望
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大型铸锻件 2023年 第4期 1-5,19页
作者: 李青宇 梁景怡 陈珉芮 彭航 张连重 李涤尘 王鑫宇 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 四川成都610213 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室 四川成都610213 河南科技大学机电工程学院 河南洛阳471023 西安交通大学机械制造系统工程国家重点实验室 陕西西安710049 西安铂力特增材技术股份有限公司 陕西西安710000
在“双碳”背景下,激光增材修复技术与绿色制造高度契合,可实现受损设备零件的快速修复,进一步提升设备的使用寿命、降低设备备品备件的存储量,具有重要的环境保护意义。本文介绍了激光增材修复原理及该技术在航空、船舶、工程机械等多... 详细信息
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快速卸压阀延迟开启对严重事故进程的影响分析
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科技视界 2021年 第10期 111-114页
作者: 武铃珺 彭欢欢 许幼幼 杜政瑀 武小莉 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
百万千瓦级核电站设置快速卸压阀,用于严重事故中为反应堆冷却剂系统(RCS)主动卸压,避免高压熔融物喷射(HPME)风险。快速卸压阀设计要求启动信号为芯出口温度达到650℃,但在实际执行过程中由于事故条件和严重事故管理导则体系所限,此... 详细信息
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位移幅值对690合金管/405不锈钢块切向微动磨损特性的影响
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摩擦学学报 2020年 第6期40卷 754-761页
作者: 唐攀 米雪 沈平川 白晓明 黄擎宇 陈果 彭金方 朱旻昊 西南交通大学机械工程学院摩擦学研究所 四川成都610031 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
采用自制的微动磨损试验机,开展了690合金管/405不锈钢的切向微动磨损试验,研究了位移幅值(15、30、80和200μm)对其微动磨损特性的影响.试验结果表明:当位移幅值改变时,微动运行状态会发生改变.当位移幅值为15μm时,微动状态为部分滑移... 详细信息
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