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检索条件"机构=核反应堆系统设计技术重点实验室"
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核安全级DCS系统响应时间测试样本量分析方法研究
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核电子学与探测技术 2025年 第1期45卷 85-92页
作者: 文景 解保林 马象睿 郑骈垚 曾景晖 贺先建 陈钊 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 生态环境部华北核与辐射安全监督站 北京100082
为保证安全级DCS系统响应时间测试的充分性,需确定测试样本量,以评定响应时间在给定置信度下不超过限值的概率。通过对安全级DCS系统响应时间特性进行分析及模型仿真,以及对仿真和实测数据进行检验,明确了响应时间符合正态分布特性。基... 详细信息
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超临界水冷候选包壳材料研究进展与思考
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核动力工程 2025年 第1期46卷 183-190页
作者: 张乐福 黄涛 苏豪展 高阳 郭相龙 沈朝 陈凯 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240 中国原子能科学研究院 北京102413 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 上海交通大学材料科学与工程学院 上海200240
超临界水冷(SCWR)具有热效率高、结构简单等技术优势,是第四代核能系统国际论坛推荐的6个型之一。本文首先回顾了SCWR的包壳设计要求和主要性能挑战,然后对经过较多测试的商用候选包壳材料的均匀腐蚀、应力腐蚀及辐照性能进行了回... 详细信息
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基于Python的DCS逻辑验证用例自动生成方法
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电气技术与经济 2025年 第1期 380-383,386页
作者: 时光 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
DCS系统是核电站的关键控制系统之一,软逻辑功能测试是确保其可靠性和安全性的重要环节。传统的人工编写该测试用例通常耗时较长,本文提出利用Python编程语言,结合DCS逻辑验证规则,自动生成测试用例,从而提高测试效率。该方法通过解析... 详细信息
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热桥效应及其优化技术研究概述
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科技创新与应用 2025年 第1期15卷 13-16页
作者: 夏军宝 李毅 赖建永 孙冠宇 郝承明 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
根据实测数据及运行经验反馈,舱内基座和支承存在着较多热桥,而热桥又是传热的密集区,影响舱热环境。该文从热桥的基本概念出发,结合目前国内外对热桥效应的传热模型、数值模拟和试验测试等不同研究方法,对不同构造形式、不同保温... 详细信息
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阀门电气控制柜自动测试方法研究
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科技创新与应用 2025年 第3期15卷 153-156,160页
作者: 王忠伟 谢川 钱林 汪建明 杨懿 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
随着工业自动化水平的不断提高,自动测试技术已经得到广泛运用。阀门电气控制柜作为核电控制系统中的重要组成部分,传统的测试方法依赖于人工操作,测试效率和准确性较低。该文首先分析阀门电气控制柜测试原理及传统测试方法的局限性,随... 详细信息
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开关电源在安全级DCS中的应用失效研究
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科技创新与应用 2025年 第1期15卷 105-109页
作者: 刘滨 王舜 李星瑶 严浩 刘欣璐 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610200
针对国产化安全级DCS平台的模拟量调理模块研制过程中,某型国产反激式开关电源曾多次偶发输入端短路失效问题。对该电源内部原理进行剖析,建立故障仿真模型。结合安全级DCS的实际应用场景,对该故障进行定位,明确国产某型反激式开关电源... 详细信息
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核安全级DCS响应时间测试技术研究及实现
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自动化仪表 2025年 第2期46卷 24-29,39页
作者: 陈钊 文景 贺先建 许金涛 高楠 张兰兰 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
当前,核电厂安全级数字化控制系统(DCS)的响应时间测试主要基于信号模拟装置并结合高精度记录仪进行人工手动测试,存在效率低、易出现人因差错等缺点。首先,基于分布式测试系统的特征,分析系统响应时间自动测试原理及计算模型,并根据分... 详细信息
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核安全级DCS系统T1试验装置设计与实现
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自动化应用 2025年 第2期66卷 268-270页
作者: 王枨宇 陈钊 文景 李祁颖 万子源 黎静银 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
传统的核电厂安全级DCS输入通道试验(T1试验)方法为手动执行,试验数据需手动计算和判定,存在效率低、易出错等缺点。为提升T1试验的测试效率和结果准确性,基于PXI平台标准化模块和嵌入式技术,并结合NASPIC平台特性开发一套便携式的T1试... 详细信息
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高温碱金属钾热管传热性能的数值分析
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原子能科学技术 2025年 第3期59卷 566-572页
作者: 王恩培 胡政豪 李磊 郭斯茂 陈广亮 于洋 哈尔滨工程大学核科学与技术学院 黑龙江哈尔滨150001 上海交通大学核科学与工程学院 上海200240 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 四川绵阳621900 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
热管冷却反应堆凭借其紧凑、固有安全性好等特点受到广泛关注,高温热管作为热管冷却反应堆的关键组件,掌握热管在不同参数下的传热性能具有工程意义。本文基于计算流体力学(CFD)方法构建高温碱金属钾热管传热性能模型,深入研究不同参数... 详细信息
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基于大气压等离子体的电镀零件表面石墨清洗及机理
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表面技术 2025年 第2期54卷 234-242页
作者: 曹修全 赵应鑫 张鹏 余德平 王东伟 吴开皓 四川轻化工大学机械工程学院 四川宜宾644002 四川大学宜宾园区 四川宜宾644005 四川大学机械工程学院 成都610065 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
目的去除因高温烧结而引起的绝缘子表面石墨污染,保障电镀产品的表面质量,探究大气压等离子体清洗代替传统化学/物理去除石墨污染的机理与方法。方法参照绝缘子污染情况试制石墨污染的4J29金属块样品,分别开展加热Ar+O_(2)、不加热Ar/Ar... 详细信息
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