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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351-360 订阅
排序:
基于AD9954的DDS激励双PLL宽频带时钟合成模块的实现
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中国仪器仪表 2021年 第8期 50-53页
作者: 廖成宇 李璐 代锴垒 谢豪 寸怡鹏 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
利用直接数字频率合成法(DDS)和锁相频率合成法(PLL)相组合的时钟信号合成方法,来完成宽频带、低抖动时钟信号输出模块的开发。其中,采用FPGA完成对DDS芯片、PLL芯片和继电器相关控制引脚的信号控制,实现时钟信号的产生和选频分段输出... 详细信息
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核电厂延寿电仪设备鉴定热寿命评定方法研究
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设备管理与维修 2024年 第1期 21-24页
作者: 游洲 刘飞洋 刘亚男 韩勇 何正熙 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
在国际主流的核电厂延寿审查中,把保证安全级电仪设备在延寿期内设计基准事故环境条件下能够可靠执行安全功能的能力作为重要的审查内容。设备的鉴定寿命必须覆盖至核电厂延寿期末。本文针对我国核电厂安全级设备既有利用阿伦纽斯定律,... 详细信息
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华龙一号芯延伸运行能力分析
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科技创新导报 2020年 第2期17卷 28-31,33页
作者: 谢运利 李满仓 娄磊 王星博 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
出于增加经济性和运行灵活性的考虑,核电站一般要求具备延伸运行能力.延伸运行通常在芯寿期末进行,硼浓度过低不能再稀释引入反应性,仅依靠降低冷却剂温度或者芯功率来延长运行的运行模式.目前国内仅少数核电厂实施过延伸运行,缺乏... 详细信息
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模块化压水非能动余热排出技术应用概述
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科技视界 2016年 第5期 7-9页
作者: 汪宇 赵京 陈志辉 苏应斌 王亮 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
模块化压水由于具有较高的固有安全性,而成为目前国际上核能动力的研发热点。而具有高可靠性的非能动余热排出技术的使用是保障模块化压水固有安全性的重要手段。本文通过简述国际上正在研发中的模块化压水非能动余热排出技术,研... 详细信息
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铜基粉末冶金刹车闸片磨损形貌演变研究
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润滑与密封 2023年 第2期48卷 75-82页
作者: 申长慧 米雪 彭金方 唐攀 杨文贤 方婧婷 黄银 朱旻昊 西南交通大学牵引动力国家重点实验室 四川成都610031 西南交通大学材料科学与工程学院 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
采用多功能销-盘摩擦磨损试验机,开展铜基粉末冶金/Q235-B摩擦副的摩擦磨损试验,在载流和无载流的工况下,研究接触压力(0.4、0.7、1.0和1.3 MPa)对铜基粉末冶金材料闸片磨损表面形貌的影响。结果表明:在无载流工况下,随着接触压力的增大... 详细信息
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基于遗传算法的核动力管道系统力学性能优化方法研究
基于遗传算法的核动力管道系统力学性能优化方法研究
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2018年全国固体力学学术会议
作者: 白晓明 张锐 王新军 卢喜丰 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级重点实验室
在核蒸汽供应系统中,核级管道数量众多且布置复杂。为使核级管道能满足设计规范,对支架位置及功能的优化是设计过程中的重要环节。传统的优化过程通过大量的人工试算完成,该过程人力成本高且严重依赖工程经验,更重要的是难以得到力学性... 详细信息
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蒸汽发生器水位控制问题
蒸汽发生器水位控制问题
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中国核学会2007年学术年会
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
本文对蒸汽发生器水位控制中的问题给予概要性描述,并通过仿真计算给出相应的结果。通过对结果的分析,指出控制系统设计中必须注意的关键问题。同时,对几个流行的提法,如虚假水位问题也给予了分析。
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一种采用主回路精确流量校准核仪表系统方法的研究
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科技视界 2014年 第13期 97-98页
作者: 李红霞 霍雨佳 余俊辉 陈静 朱加良 吴茜 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
核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停而影响核电厂的经济性。... 详细信息
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反应堆压力容器芯段断裂力学分析
反应堆压力容器堆芯段断裂力学分析
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第十四届全国疲劳与断裂学术会议
作者: 孙英学 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
本文对反应堆压力容器运行128炉后的状态,进行了芯段的应力计算、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂分析,并按照ASMB规范对计算结果进行了分析和评定。评定结果表明:反应堆压力容器运行128炉后,芯段疲劳裂纹扩展和快速断裂都满足相应的评... 详细信息
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美国核电厂执照更新体系及方法研究
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科技视界 2016年 第10期 17-18,27页
作者: 刘文静 谢峰 李朋 韩勇 刘飞洋 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
我国第一批核电厂运行至今,已超过20年。世界上其他国家普遍会对运行执照将要到期的核电厂进行安全评估,进而延寿。美国作为发展核电最早的国家之一,其核电技术、法规体系被广泛借鉴。本文主要研究美国核电厂执照更体系,为我国未来核电... 详细信息
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