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检索条件"机构=中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室"
3412 条 记 录,以下是611-620 订阅
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基于系统工程方法的HPR1000应急芯余热排出系统设计研究
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核动力工程 2021年 第2期42卷 93-98页
作者: 陈国才 李峰 汤华鹏 邱志方 邓坚 中核国电漳州能源有限公司 福建漳州363300 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 中国核动力研究设计院 成都610213
为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,... 详细信息
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核安全级DCS电装信息自动生成系统的设计与实现
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工业控制计算机 2024年 第9期37卷 17-19,22页
作者: 张旭 刘清 彭浩 李洪伟 巨新龙 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
DCS(Digital Control System)的工程设计是制造(电子装联)的上游,传统的DCS设计与制造过程相对独立,设计人员以纸质或PDF格式的电子文件形式交付制造,无法充分发挥数字化设计的能力。借助软件二次开发技术,按照数字化交付的思想,从设计... 详细信息
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核电仪控系统测试用例优先级技术研究
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工业控制计算机 2024年 第7期37卷 37-38,40页
作者: 邓宇豪 曾辉 肖安洪 冯晋涛 李思兴 单巍伟 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
冗余通道设计反应堆安全级仪控系统提高可靠性的一种常用技术手段。在安全级仪控系统测试工作中,测试阶段通常面临着交货节点的压力,会导致测试时间十分紧迫。为提升测试效率,提出了一种测试执行优化方案,建立了以异常检测率、严重异... 详细信息
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基于优化算法的工艺系统集成设计方案
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自动化应用 2024年 第18期65卷 159-162页
作者: 田野 赖建永 欧阳斌 陈爽 田培妤 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
针对核电的复杂系统和复杂的传热流动多学科耦合过程,开发工艺系统系统集成分析设计平台,并完成核电系统一回路二回路中关键设备的热力分析、体积及质量计算。在系统的分析过程中加入敏感性分析和优化算法,优化设备的质量及尺寸,实现工... 详细信息
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一种新型非对称五自由度混联机器人的尺度综合
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中国机械工程 2021年 第20期32卷 2418-2426页
作者: 董成林 刘海涛 杨俊豪 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610041 天津大学机构理论与装备设计教育部重点实验室 天津300354
提出一种新型非对称五自由度混联机器人,由三自由度1T2R位置型并联机构和二自由度A/C转头串接组成。为保证机器人具有近似面对称的性能,围绕其中的并联机构开展尺度综合研究。通过定义并联机构的参考位形,提出一种凝练独立尺度参数的方... 详细信息
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窄矩形通道内搅混流和环状流相界面参数的计算方法
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原子能科学技术 2022年 第8期56卷 1566-1574页
作者: 程林海 谷海峰 刘安泰 虞想 张君毅 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 四川成都610213
空泡份额和界面浓度是两相流动中重要的相界面参数,准确获取窄矩形通道内搅混流和环状流工况下空泡份额和界面浓度是构建和完善两流体模型的关键。本文针对横截面为65 mm×2 mm的矩形通道开展了气液两相流动特性可视化实验研究,气... 详细信息
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基于虚拟验证系统进行工程组态验证的应用研究
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中国核电 2024年 第4期17卷 537-541页
作者: 谢长洪 文景 瞿铭君 李军燕 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
基于当前验证过程及手段,在工厂测试阶段工程组态仍然存在大量异常,出现异常时变更实施成本较高,不利于项目高质量、高效率地开展。为此,利用虚拟验证系统,对测试验证过程进行优化,实现在安全级DCS系统工程组态实现阶段提前开展验证,提... 详细信息
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基于数据驱动的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性研究
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电子技术应用 2024年 第S01期50卷 236-242页
作者: 袁艳丽 冯志鹏 叶献辉 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
反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析... 详细信息
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直接注入管线失水事故非能动安全系统运行特性研究
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原子能科学技术 2021年 第11期55卷 2021-2027页
作者: 黄志刚 张妍 鲁晓东 彭传新 昝元锋 卓文彬 闫晓 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室 四川成都610213
小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针... 详细信息
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基于ANSYS ACP的高温复合材料设计分析
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科学技术创新 2025年 第5期 84-88页
作者: 李彦儒 朱明冬 颜达鹏 饶琦琦 张宏亮 曹立彦 胡雪飞 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室 四川成都
由于在航空航天和核工业中存在超高温工况,结构对材料耐高温、耐腐蚀、高强度性能提出了较高要求,此外较低的材料密度也是提升结构轻量化水平的重要性能。碳化硅陶瓷基复合材料因具有低密度、耐高温、高强度等特点,已经在相关领域表现... 详细信息
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