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  • 3,135 篇 中文
检索条件"机构=核反应堆系统设计技术重点实验室"
3135 条 记 录,以下是2591-2600 订阅
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基于SJA1000的高可靠CAN总线通讯智能单元设计
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电子世界 2014年 第10期 359-360页
作者: 赵阳 吕鑫 朱毖微 吴志强 反应堆系统设计技术国家级重点实验室
CAN(Controller Area Network)总线是一种现场总线,由于其具有可靠性高、抗干扰能力强和实时性强的特点,而被广泛应用于工业控制领域。本文介绍了一种基于SJA1000的高可靠CAN总线智能单元的设计方案。该总线智能单元可以独立或者配合AT9... 详细信息
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核电厂余热排出泵承压件热冲击分析
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水泵技术 2014年 第3期 6-9页
作者: 王岩 张文峰 欧鸣雄 付强 严建华 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 江苏大学流体中心 镇江212013 江苏双达泵阀集团有限公司 靖江214500
采用有限元方法,通过建立核电厂余热排出泵泵体主承压件的三维模型,利用热与应力场顺序耦合的分析方式,对泵体主承压件在热冲击工况下的温度和热应力分布进行分析,获得余热排出泵泵体在承压热冲击工况下的温度、应力分布情况。从热瞬态... 详细信息
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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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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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反应堆厂房内环境对磁性数显定位设备的影响研究
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科技视界 2014年 第20期 22-24页
作者: 黄新东 洪龙 王炳炎 段春辉 任荷 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
本文介绍了"反应堆厂房内环境对磁性数显定位设备影响研究"的目的、意义、必要性、关键技术、解决途径及相关试验与结果分析。试验证明,磁性数显定位设备的定位精度受环境因素影响较小,对核电站厂房环境适应性较好。
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核安全相关设计分析软件开发过程质量控制研究
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机械设计与制造工程 2014年 第11期43卷 63-66页
作者: 张娜 刘东 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
在阐述核电工程设计分析专用软件的自主化研发工作背景的基础上,结合核电核安全相关软件开发现状,分析了软件开发过程质量控制的必要性。同时,通过对软件全生命周期过程管理以及关键管理活动的描述,详细阐述了中国核动力研究设计院在核... 详细信息
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冷段大破口失水事故长期冷却及硼浓度特性研究
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中国核电 2014年 第3期7卷 207-211页
作者: 高颖贤 申亚欧 党高健 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
文章采用先进的热工水力分析程序CATHAR,对百万千瓦级ACP1000核电厂冷段大破口失水事故冷热段同时安注时CCFL作用下的上腔芯的流动换热特性、硼浓度特性进行了研究,并分析了破损环路热段安注流量大小对芯冷却的影响。研究表明:... 详细信息
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压力容器主螺栓孔螺纹铣削装置研制
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科技视界 2014年 第21期 241-242页
作者: 黄新东 湛卉 洪龙 黄辉 任荷 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
压力容器主螺栓孔螺纹铣削装置是反应堆压力容器换料检修期间的专用设备。在国内外已有设备特性的基础上,本文介绍了主螺栓孔螺纹铣削装置的重新研制过程。通过结构设计、理论计算分析、三维验证设计等手段研制出了新型压力容器主螺栓... 详细信息
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浅谈核电厂过程仪表安装设计
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科技视界 2014年 第13期 316-318页
作者: 陈静 陈柯 霍雨佳 余俊辉 李小芬 朱加良 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
核电厂的过程测量参数直接反应核电厂的运行状态,而过程参数的测量则通过过程仪表系统完成。本文将对核电厂过程仪表的布置安装设计进行探讨,简述过程仪表的安装设计原则和布置要求,使过程仪表的安装能做到正确、灵活、安全、可靠、维... 详细信息
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