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  • 9 篇 姜乃斌

语言

  • 323 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力研究院核反应堆系统设计国家级重点实验室"
323 条 记 录,以下是121-130 订阅
排序:
射流泵水力特性优化设计研究
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核动力工程 2014年 第4期35卷 129-132页
作者: 赵雪岑 王金涛 刘松亚 刘立志 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
由于射流泵泵体内部高雷诺数的强剪切湍流射流,没有准确的理论公式可以表达其内部流体的流动、混合和扩散过程。在有关射流泵设计、优化方法的研究基础上,选取面积比、喉管长径比、喉嘴距作为关键参数,以提高效率为优化目标,对射流泵的... 详细信息
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螺旋折流板波槽管换热器换热性能实验研究
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世界科技研究与发展 2015年 第5期37卷 525-528页
作者: 赫荣辉 孙中宁 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610213 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 哈尔滨150001
以水为工质,对弓形折流板光管换热器、螺旋折流板波槽管换热器以及螺旋折流板光管换热器进行了传热实验。结果表明,螺旋折流板波槽管换热器具有良好的换热能力,螺旋角对螺旋折流板换热器壳程换热影响较大。与折流板数量为14个和5个的弓... 详细信息
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核电厂数字化仪控系统全状态监测机制
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核动力工程 2014年 第3期35卷 138-141页
作者: 阳小华 刘朝晖 陈智 刘杰 吴志强 南华大学计算机科学与技术学院 衡阳421001 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
软件失效及软硬件交互故障是核电厂全数字化仪控系统故障的主要来源之一。现有基于硬件的状态监测机制应对这一新型失效模式存在不足。应用系统理论事故建模与处理(STAMP)模型,对核电厂全数字化仪控系统的失效模式进行初步分析,提出将... 详细信息
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一种基于Simatic平台的电气控制人机交互系统
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军民两用技术与产品 2015年 第4期 57-57页
作者: 刘堂胜 王劲松 何亮 谢峰 高大朋 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 成都610041
本文介绍了一种基于Simatic平台的电气控制人机交互系统设计方法,通过系统架构设计、界面结构设计、能流图形设计、脚本设计等步骤,较好地实现了系统的功能性能目标,落实了人机交互的设计原则。
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断路器主接线方案优选研究
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军民两用技术与产品 2015年 第10期 85-85页
作者: 刘堂胜 刘立新 李洪伟 刘鎏 毛翔 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
断路器是核安全设备,用于在反应堆紧急情况下,切断棒控系统动力电源,实现安全停功能。以反应堆系统的误动率和拒动率为评估指标,开展了停断路器主接线方案优选研究工作。
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热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证
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核科学与工程 2014年 第2期34卷 187-192页
作者: 刘伟 朱元兵 白宁 单建强 张博 苟军利 厉井钢 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049 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 中科华核电技术研究院 深圳518026
利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理... 详细信息
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反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发
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核科学与工程 2014年 第1期34卷 59-66页
作者: 刘伟 白宁 朱元兵 单建强 张博 苟军利 厉井钢 西安交通大学核科学与技术学院 西安710049 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 中科华核电技术研究院 深圳518026
介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水进行全芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水芯... 详细信息
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功率调节开关柜电磁兼容问题分析与研究
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电子世界 2014年 第8期 53-55页
作者: 刘堂胜 王劲松 李洪伟 何亮 谢峰 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
功率调节开关柜电磁屏蔽连续性难以保证,同时由于采用了晶闸管调功器、开关电源、可编程控制器等部件,其电磁兼容问题非常复杂。本文进行了一系列原理及工艺方面的分析研究,提出一系列原理方法及工艺措施,优化了设备的电磁兼容性能。
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反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进
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压力容器 2014年 第3期31卷 70-76页
作者: 周高斌 罗英 邱天 张亚斌 王小彬 曾鹏 谢国福 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
反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310型RP... 详细信息
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ACP1000型稳压器安全阀控制设计
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科技视界 2014年 第14期 270-271页
作者: 刘飞洋 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级重点实验室 四川成都610041
稳压器安全阀作为核电站一回路最重要的阀门之一,在维持一回路压力边界完整下为一回路系统提供了超压保护,在ACP1000与二代加压水核电站中,稳压器安全阀均采用先导式安全阀,由液压和电控两种方式可以控制阀门的开启,本文通过对比提出... 详细信息
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