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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"
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IEEE 1012系列标准版本演变对核电仪控验证与确认的影响探析
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科技视界 2022年 第31期 61-63页
作者: 龚磊 孙卓 陈迪 张爽 庞志鑫 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
IEEE—1012标准是核电厂数字化仪表和控制(I&C)系统软件验证与确认(V&V)活动的重要参考标准,在核电行业的软件验证与确认工作中得到广泛应用。该标准自1986年开始至今经历了5个版本的演变,最新版于2016年发布。论文对比分析了... 详细信息
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余热排出系统中的热管设计及传热性能研究
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原子能科学技术 2021年 第6期55卷 1000-1006页
作者: 段倩妮 王成龙 张大林 秋穗正 苏光辉 田文喜 徐建军 西安交通大学核科学与技术学院 陕西西安710049 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610041
本文建立了单根热管的优化设计流程及其传热传质数学物理模型,考虑热管的工作环境,对用于核反应堆非能动余热排出系统中热管换热器的热管进行了完整的优化设计和传热特性分析。分析表明:复合型吸液芯热管满足余热排出系统的传热需求,其... 详细信息
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CAN总线在棒控系统通信网络中的优化设计
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自动化仪表 2023年 第S01期44卷 47-50页
作者: 杨正吉 葛贞笛 魏亚龙 姚璋 王栋 万雪莲 朱俞霖 吕睿 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 中国核电漳州能源有限公司 福建漳州363300
为满足核电厂功能需求,对棒控系统的通信网络进行优化设计,重点优化棒控系统中逻辑柜与多个电源柜之间的控制器局域网(CAN)通信稳定性和可靠性。设计中,采用CAN总线通信实现逻辑柜与电源柜之间一对多的网络数据交互。对设计的CAN总线拓... 详细信息
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脉动流条件下棒束通道阻力特性研究
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原子能科学技术 2021年 第5期55卷 840-848页
作者: 祁沛垚 李兴 邓坚 于晓勇 谭思超 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 武汉第二船舶设计研究所 湖北武汉430205 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
受海洋条件影响,浮动核反应堆(FNR)回路冷却剂会发生周期性流量波动现象,影响系统热工水力特性。为研究这一现象,对脉动流条件下5×5燃料棒束的阻力特性进行了试验研究。试验的周期平均雷诺数Re_(ta)=0.8×10^3^9×10^3,脉... 详细信息
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严重事故工况下一回路卸压阀高温分析
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自动化应用 2022年 第3期 48-50页
作者: 张晓玉 王帅 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
在三代核电厂中,反应堆冷却剂系统设置了严重事故专用卸压阀,防止在严重事故工况下发生高压熔。严重事故卸压阀的工作环境恶劣,需对该工况下阀门的运行特性进行分析。根据严重事故工况下阀门的流量、温度和压力情况,对阀门进行瞬态热... 详细信息
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人工智能软件的测试和质量验证方法研究
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科技视界 2022年 第27期 45-48页
作者: 龚磊 孙卓 陈迪 张爽 庞志鑫 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
在核工业数字化转型的浪潮中,构建基于人工智能和机器学习的高质量软件正成为学术界和行业中非常热门的研究课题。由于核技术领域的特殊性,对于软件质量和安全性有着极高的要求,这为人工智能相关技术开发的软件系统带来了质量验证和安... 详细信息
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基于二次曲面匹配误差模型的快速分像素搜索算法研究
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中国仪器仪表 2022年 第3期 41-47页
作者: 谢豪 姜周 毛翔宁 孙聪健 向思宇 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
HEVC是由视频编码联合协作小组(JCT-VC)开发出的一种先进的视频编解码标准。HEVC采用了许多新技术,在与上一代视频编解码标准H.264/AVC类似的视频质量下,可以节省超过50%的比特率,但同时它的计算复杂度也翻倍了。为了在当前有限带宽限制... 详细信息
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基于翅片效率的PCHE流道布置方式优化研究
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核动力工程 2021年 第S01期42卷 1-4页
作者: 刘生晖 于筱 黄彦平 陈翔宇 张晓颖 宫厚军 崔风鹏 东南大学能源与环境学院能源热转换及其过程测控教育部重点实验室 南京210096 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 成都610213
对印刷电路板式换热器(PCHE)流道布置方式进行优化,可进一步提高其体积紧凑度和功率密度。本研究根据PCHE具有类翅片结构特征,将传统板式布置方式改进为胞元结构布置方式,通过增加冷热流体温度场协同性来进一步提升PCHE的换热性能;并利... 详细信息
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三代核电主管道直接测温技术及关键设备研制
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科技成果管理与研究 2023年 第1期18卷 56-57页
作者: 陈宇 朱加良 徐涛 浙江伦特机电有限公司 浙江温州325608 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
反应堆主冷却剂温度反映了芯功率和冷却状态,用于芯保护、功率控制等重要功能,直接影响核电厂的安全性和经济性,是十分重要的安全关键参数.三代核电反应堆主冷却剂温度采用主管道直接测温进行测量,主管道直接测温面临高温、高压、... 详细信息
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基于APROS软件的阀门开启与关闭过程的系统动态仿真
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阀门 2022年 第4期 303-307页
作者: 梁铁波 汪宇 姜超 谭术洋 郝承明 赵京 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610000
基于系统仿真软件APROS,建立一种双稳压器形式的系统模型,开展阀门开启与关闭过程系统动态仿真研究。系统回路由稳压器、蒸汽过热器、试验段、阀门、仪表以及管道等组成。通过在试验段设置测试阀门,可以实现饱和水、饱和蒸汽和过热蒸汽... 详细信息
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