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语言

  • 501 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆设计技术国家重点实验室"
501 条 记 录,以下是261-270 订阅
排序:
基于LSSVM的反应堆冷却泵振动趋势分析
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科技视界 2019年 第11期 67-69,57页
作者: 吴茜 吕鑫 王雪梅 邓志光 徐思捷 朱毖微 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
反应堆冷却剂泵(以下简称主泵)作为一回路系统的心脏,其安全性和可靠性至关重要。通过对主泵振动情况进行持续在线监测,不仅能了解主泵运行状态,更重要的是对振动趋势的发展进行分析和预测,实现预知维修。针对主泵振动样本信息不足以及... 详细信息
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核电设计进度计划中定义活动的分析研究
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科技视界 2019年 第7期 255-256页
作者: 罗亮 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 四川成都610041
根据PMI的项目管理方法,结合目前核电设计的进度计划管理,对定义活动进行研究。通过分析核电项目中核岛设计的具体特点和设计部门的实际情况,对比不同的定义活动方法在进度计划管理中的应用,以及存在的优势和劣势,为核电设计进度计划编... 详细信息
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基于OpenCV的物体定位与捕捉系统设计
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机械设计与制造工程 2019年 第3期48卷 85-88页
作者: 李娜 安彦波 余志伟 王尚武 张翼 蒋兴钧 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 四川成都610213
为协助机械臂完成一些高度危险或人力不可达的工作,提出了一种低成本设计方案,设计了一种利用视觉定位辅助机械臂捕捉目标的系统。该系统利用开源的OpenCV视觉库,实现目标物体的识别、定位、跟踪、捕捉。经测试,在实际对象可能存在的不... 详细信息
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大亚湾核电站氢冷器冷却水流量分析及改进
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中国核电 2015年 第2期8卷 117-120页
作者: 曾畅 赵禹 段永强 于德勇 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室 四川成都610041
大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较... 详细信息
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反应堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究
反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究
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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: 郑连纲 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室
反应堆内构件压紧弹簧刚度计算中,弯曲剐度的计算相对于压缩刚度计算要复杂得多,本文提出并比较了3种弯曲刚度计算方法,同时应用这几种计算方法对某核电站反应堆压力容器内构件压紧弹簧结构进行了弯曲刚度的计算。结果表明:3种计... 详细信息
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核电厂棒电源系统的设计与优化
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中国核电 2015年 第2期8卷 105-109页
作者: 刘文静 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重点实验室 四川成都610041
棒电源系统是核电厂专用电气系统,由于受供电方式和负载特性的影响,在系统和设备设计时,必须采取相应的措施来满足供电和控制要求。在方家山核电厂棒电源系统的设计中,设计者通过合理的系统结构设计以及控制和保护回路的优化设计,进一... 详细信息
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浮式反应堆结构海洋环境载荷不确定性分析
浮式反应堆结构海洋环境载荷不确定性分析
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第十三届全国随机振动理论与应用学术会议暨第十一届全国随机动力学学术会议
作者: 李丽娟 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室
浮式反应堆的安全性要求贯穿其设计、建造、作业、报废的全寿命周期之中。浮式反应堆在其40年设计寿期内不仅要受到海洋环境载荷的持续作用,其主要设备、结构(如压力容器、蒸汽发生器、主泵等)还同时受到各种工况载荷的持续作用。浮式... 详细信息
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反应堆系统主管道支承参数优化设计
反应堆系统主管道支承参数优化设计
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第十三届全国随机振动理论与应用学术会议暨第十一届全国随机动力学学术会议
作者: 李丽娟 刘贞谷 袁艳丽 吴亚波 李柄锦 邓力维 王新军 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室
本文以反应堆系统主管道支承刚度参数为对象开展反应堆管路系统优化设计研究,研究了阻尼器参数对反应堆冷却剂系统力学性能的影响,并基于加权标准差目标函数对管路系统阻尼器参数进行优化,采用力传递率法对加权标准差法优化方案进行验... 详细信息
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冗余控制在工程应用中的设计方法研究
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军民两用技术与产品 2018年 第8期 238-239页
作者: 李洪伟 刘兆东 闵远胜 何亮 刘鎏 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 成都610041
工程应用中常采用冗余控制方法提高控制系统可靠性.本文针对冗余控制方法进行了研究分析,明确了方法的适用性和局限性,并提出了工程应用中冗余控制设计的原则性要求.
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反应堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究
反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究
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中国核学会2007年学术年会
作者: 郑连纲 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室
对于反应堆内构件压紧弹簧的压缩刚度计算,通常采用二维轴对称模型,计算中模型上施加单位位移或单位力,根据简单的理论公式求得压缩刚度值,方法简便易行,已经广泛应用与工程设计分析之中。相对于压缩刚度的计算,求解压紧弹簧的弯曲刚... 详细信息
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