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作者

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语言

  • 489 篇 中文
检索条件"机构=中国核动力院核反应堆系统设计技术国家重点实验室"
489 条 记 录,以下是341-350 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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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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核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理
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第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议
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 610041
本文针对核反应堆动力学模型刚性问题提出了简易处理方法,并给出了仿真结果。这样的方法可以有效地应用于反应堆控制系统设计
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反应堆模型线性化问题
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自动化与仪器仪表 2015年 第12期 227-229页
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重点实验室 成都610213 国家能源压水反应堆技术研发中心 成都610213
核反应堆模型的线性化是早期研究反应堆动力学特性和分析控制系统动态行为的一种有效途径。对实际工程而言,反应堆的非线性特性是客观存在的,不可能像理论分析那样直接对数学模型进行线性化处理。工程应用中对反应堆非线性特性的补... 详细信息
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核电厂电仪设备的老化评估筛选
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科技视界 2016年 第10期 11-12页
作者: 刘文静 谢峰 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
早期核电厂的设计中,主要从经济角度确定设计寿命。实际运行经验表明,核电厂到设计寿命时,主体仍可安全运行。为进一步确定核电厂寿期内及延寿后的安全性,开展了老化管理工作。电仪设备的老化评估筛选是老化管理的重要组成部分。通过对... 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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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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基于滞弹性效应的蠕变-疲劳行为及寿命预测模型研究
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科技视界 2021年 第8期 137-141页
作者: 张尚林 邱天 邱阳 董元元 王点 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
文章在625℃下开展了一系列不同峰、谷值保载时间的蠕变-疲劳试验,研究了谷值保载时间内的滞弹性应变回复对循环变形行为的作用,同时详细分析了峰值应力、峰值保载时间和应力比等因素对滞弹性应变的影响。研究表明:蠕变-疲劳的应力卸载... 详细信息
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“华龙一号”核电厂多样化保护系统设计研究
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科技视界 2024年 第8期14卷 40-43页
作者: 朱攀 冯威 刘宏春 陈鹏 周继翔 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 四川成都610041
数字化仪控技术在核电厂中的应用大大提高了核电厂运行的效率、安全性和可靠性。然而数字化技术又引发了软件共因故障(SWCCF)问题,特别是安全级仪控系统的软件共因故障,它可能导致整个系统瘫痪从而对仪控系统的纵深防御造成极大影响。... 详细信息
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