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Research on Verification Method of Motor Startups in Nuclear Power Plants Based on Topology Recognition
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作者 Li Baozhu Dong Weijie Chen Chao 《系统仿真学报》 CAS CSCD 北大核心 2024年第12期2813-2823,共11页
There are many motors in operation or on standby in nuclear power plants,and the startup of group motors will have a great impact on the voltage of the emergency bus.At present,there is no special or inexpensive softw... There are many motors in operation or on standby in nuclear power plants,and the startup of group motors will have a great impact on the voltage of the emergency bus.At present,there is no special or inexpensive software to solve this problem,and the experience of engineers is not accurate enough.Therefore,this paper developed a method and system for the startup calculation of group motors in nuclear power plants and proposed an automatic generation method of circuit topology in nuclear power plants.Each component in the topology was given its unique number,and the component class could be constructed according to its type and upper and lower connections.The subordination and topology relationship of switches,buses,and motors could be quickly generated by the program according to the component class,and the simplified direct power flow algorithm was used to calculate the power flow for the startup of group motors according to the above relationship.Then,whether the bus voltage is in the safe range and whether the voltage exceeds the limit during the startup of the group motor could be judged.The practical example was used to verify the effectiveness of the method.Compared with other professional software,the method has high efficiency and low cost. 展开更多
关键词 power supply for nuclear power plant automatic topology recognition startup of group motor simplified direct power flow algorithm verification method
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Evaluation of protective quality of prestressed concrete containment buildings of nuclear power plants
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作者 郑砚国 李惠强 《Journal of Central South University》 SCIE EI CAS 2011年第1期238-243,共6页
The permeability and sorptivity properties of the two prestressed concrete containment buildings (PCCBs) of a nuclear power plant in South China, which had been under operation for 5 years, were measured by using th... The permeability and sorptivity properties of the two prestressed concrete containment buildings (PCCBs) of a nuclear power plant in South China, which had been under operation for 5 years, were measured by using the autoclam permeability system. The air permeability, sorptivity and water permeability indexes of No.1 PCCB are smaller than or equal to 0.11 ln(102 Pa)/min, 0.98×10 ^7 m3/minl/2 and 1.93×10 ^7 m3/min1/2, respectively, and the air permeability, sorptivity and water permeability indexes of No.2 PCCB are smaller than or equal to 0.17 In(102 Pa)/min, 1.6×10 ^7 m3/min1/2 and 4.43 ×10 ^7 m3/min1/2, respectively. Based on the criteria for evaluating the protective quality of concrete structures in terms of their permeability and sorptivity properties, proposed by the research organization of the autoclam permeability system, the protective quality of No. 1 PCCB is still in very good grade and that of No.2 PCCB is not in very good grade but in good grade, and the in-service inspection of the protective quality of No.2 PCCB should be strengthened in the future. 展开更多
关键词 nuclear power plant prestressed concrete containment building permeability properties sorptivity properties
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利用时序InSAR技术监测田湾核电站地表形变
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作者 顾志强 王以磊 《遥感信息》 北大核心 2025年第2期46-51,共6页
田湾核电站是目前全球在运和在建总装机容量最大的核电基地,对于保障江苏省及华东地区的能源安全具有重要意义。核电站属于重要基础设施,其形变大小将直接威胁核电站的安全运营。文章采用小基线集雷达干涉测量(SBAS-InSAR)技术,利用2021... 田湾核电站是目前全球在运和在建总装机容量最大的核电基地,对于保障江苏省及华东地区的能源安全具有重要意义。核电站属于重要基础设施,其形变大小将直接威胁核电站的安全运营。文章采用小基线集雷达干涉测量(SBAS-InSAR)技术,利用2021年1月—2023年12月的96期Sentinel-1A影像,首次获取了田湾核电站的详细形变信息。结果表明:已建成的1~6号机组区域建筑物及地表均稳定,无明显形变发生,形变速率范围为-3~3 mm/a;正在施工的7号、8号机组西侧的砂石堆积场存在较严重形变,最大沉降速率可达50 mm/a;核电站西南部不锈钢车间和库房区域存在较大形变,荷载过大可能是该区域形变较大的主要原因。相关管理部门需高度关注西南部形变较大区域,并采取相应的防控措施。 展开更多
关键词 田湾核电站 形变监测 SaR inSaR 时间序列
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压水堆国产SA-508-Ⅲ-1钢环境影响疲劳试验研究和预测模型开发
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作者 沈睿 刘畅 +1 位作者 唐力晨 王秉熙 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期151-159,共9页
对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此... 对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此基础上,对影响国产SA-508-Ⅲ-1钢在压水堆核电厂一回路水环境下疲劳性能的应变速率、温度和溶解氧含量等参数的影响规律进行研究,获得各影响参数的影响函数方程。基于获得的各影响参数的函数方程,建立国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳修正因子F_(en)预测模型。本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,验证了本文预测模型的有效性。同时,本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命与美国阿贡国家实验室(ANL)模型所预测的寿命相比,也都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,说明ANL模型可用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命预测。本文获得的国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳预测模型与ANL模型相比,更适用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的寿命预测,为国内第3代核电厂一回路设备考虑压水堆一回路水环境影响的疲劳设计提供参考。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 Sa-508-Ⅲ-1钢 环境影响疲劳 F_(en) 预测模型
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随机主余震作用下AP1000核电厂可靠度研究
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作者 高嘉鸿 庞锐 +1 位作者 宰德志 徐斌 《振动工程学报》 北大核心 2025年第7期1577-1587,共11页
在实际中,地震通常由一次主震和一系列余震构成,且地震发生的随机性很强。主震会对结构造成破坏,随后的余震则会放大和加剧结构的响应与损伤。然而,目前尚无考虑随机地震序列作用对核电厂影响的研究。提出了一种AP1000核电厂在随机主余... 在实际中,地震通常由一次主震和一系列余震构成,且地震发生的随机性很强。主震会对结构造成破坏,随后的余震则会放大和加剧结构的响应与损伤。然而,目前尚无考虑随机地震序列作用对核电厂影响的研究。提出了一种AP1000核电厂在随机主余震作用下的动力响应和可靠度研究的分析框架。使用地震动的物理随机函数模型、窄带波群叠加法和Copula函数模拟随机主余震序列;基于ABAQUS软件建立AP1000核电站模型,并对其进行动力响应分析;基于直接概率积分法得到核电厂屏蔽厂房水平方向最大位移响应的概率密度函数,并计算其动力可靠度。结果表明,相较于仅经历主震,余震作用后屏蔽厂房顶部和安全壳顶部的加速度与相对位移分别有不同程度的增大,屏蔽厂房水箱和通风口之间区域的损伤面积有所扩大,余震会对核电厂造成进一步破坏。由于地震的随机性,核电厂的动力响应也表现出一定随机性。余震会降低核电厂的动力可靠度,其降低的程度与核电厂选择的阈值相关。 展开更多
关键词 aP1000核电厂 随机主余震 直接概率积分法 动力响应 可靠度
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核级聚丙烯酸分散剂对CuO和CaCO_(3)分散性能的影响
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作者 杨顺龙 但体纯 +3 位作者 刘佳露 侯涛 陈银强 池利生 《腐蚀与防护》 北大核心 2025年第9期88-93,共6页
使用分光光度计、ICP-OES、Zeta电位及红外光谱研究了聚丙烯酸(PAA)对CuO和CaCO_(3)分散性能的影响及作用机理。结果表明,当CuO/PAA质量比为100 mg/kg时,PAA对CuO悬浮液的分散效果较好,当CaCO_(3)/PAA质量比为1 mg/kg时,PAA对CaCO_(3)... 使用分光光度计、ICP-OES、Zeta电位及红外光谱研究了聚丙烯酸(PAA)对CuO和CaCO_(3)分散性能的影响及作用机理。结果表明,当CuO/PAA质量比为100 mg/kg时,PAA对CuO悬浮液的分散效果较好,当CaCO_(3)/PAA质量比为1 mg/kg时,PAA对CaCO_(3)悬浮液的分散效果更好。当溶液pH为3时,PAA以单齿模式吸附在CuO表面;当溶液pH为8时,PAA以倾斜双齿桥联方式吸附在CuO表面。 展开更多
关键词 核电站 聚丙烯酸 氧化铜 碳酸钙 分散 吸附 蒸汽发生器 腐蚀产物沉积
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基于PSCAD的国内三代核电厂断相故障特性的仿真研究
7
作者 王晋 《核科学与工程》 北大核心 2025年第4期698-703,共6页
核电厂断相故障问题近年来被列为设计薄弱项并受到行业高度关注。监管机构要求各核电厂对断相故障问题进行分析和研究,并给出应对措施。国内外相关案例和研究文献表明,断相故障较难被准确监测到问题主要集中在厂用变压器空载情况。对某... 核电厂断相故障问题近年来被列为设计薄弱项并受到行业高度关注。监管机构要求各核电厂对断相故障问题进行分析和研究,并给出应对措施。国内外相关案例和研究文献表明,断相故障较难被准确监测到问题主要集中在厂用变压器空载情况。对某三代核电厂的主变压器、高压厂用变压器和辅助变压器处发生断相故障时的电气特性进行仿真分析,得到各主要厂用变压器在空载工况下的断相故障特征。初步分析表明:当主变压器和/或高压厂用变压器轻载情况下高压侧发生断相故障时,可不额外设置断相故障监测手段;当辅助变压器空载情况下高压侧发生断相故障时,建议考虑设置断相故障监测和保护措施。研究成果可为制定断相故障的监测和保护方案提供理论依据。 展开更多
关键词 断相故障 三代核电厂 厂用变压器 仿真分析
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基于Modelica的核电厂自动建模探索研究
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作者 张立群 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期90-97,共8页
结合核电仿真设计最新进展,探索研究了基于Modelica的核电厂自动建模仿真技术,开展了基于Modelica的核电厂多专业模型架构分析,建立了从底层的基础专业级组件到顶层的全厂模型的层次化架构,同时对核电厂仪控、工艺和电气专业模型间的耦... 结合核电仿真设计最新进展,探索研究了基于Modelica的核电厂自动建模仿真技术,开展了基于Modelica的核电厂多专业模型架构分析,建立了从底层的基础专业级组件到顶层的全厂模型的层次化架构,同时对核电厂仪控、工艺和电气专业模型间的耦合关系进行多层次模型间的接口设计。通过设计基于Modelica的核电厂自动建模数据映射关系,开发了核电厂自动建模软件并进行Modelica建模仿真,论证了基于Modelica的核电厂自动建模的可行性。研究表明,基于Modelica的核电厂自动建模技术,继承了Modelica模型的层次分明的优点,大大提升了建模自动化水平,可以准确还原各专业设计信息,自动建立跨专业耦合接口和自顶向下的层级接口关系,能够正确地进行跨图纸、跨系统或跨专业间的数据交换及仿真计算,仿真结果符合系统及设备的运行规律。 展开更多
关键词 MODELICa 核电厂 建模仿真 模型架构 自动建模
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核电厂应急管理研究进展:基于CiteSpace的文献计量分析
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作者 刘珍 刘涛 彭国文 《中国安全科学学报》 北大核心 2025年第1期223-230,共8页
为提高核电厂应急管理理论与实践水平,采用文献计量学软件CiteSpace收集科学引文索引(WoS)数据库的355篇相关期刊论文;通过构建研究者与研究机构混合共现图、关键词共现图、关键词聚类图、关键词词频与时间线可视化图谱,详细分析核电厂... 为提高核电厂应急管理理论与实践水平,采用文献计量学软件CiteSpace收集科学引文索引(WoS)数据库的355篇相关期刊论文;通过构建研究者与研究机构混合共现图、关键词共现图、关键词聚类图、关键词词频与时间线可视化图谱,详细分析核电厂应急管理的研究热点、研究重点、研究力量、发展路径及前沿趋势。结果表明:受福岛核事故影响,自2011年起,核电厂应急管理研究逐渐增多,特别是在风险评估和决策支持领域;核电厂应急管理领域的研究具有多元化特点,研究主要集中在事故管理、性能监控、决策以及模拟技术的应用等方面,这些主题的相互关联充分展示了核电厂应急管理作为一个交叉学科的复杂性;当前,我国核电厂应急管理体系和能力建设在不断提升,从跨学科协作角度来研究核电厂应急准备、应急响应以及应急策略已成为当前的研究热点。 展开更多
关键词 核电厂 应急管理 CITESPaCE 风险评估 决策支持
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基于S-A模型的核电站SEC泵填料密封泄漏量分析
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作者 王兆明 许友龙 +2 位作者 贺湘江 唐祥明 车银辉 《核科学与工程》 北大核心 2025年第4期729-734,共6页
针对某核电厂多台重要厂用水系统(SEC)泵轴封压盖处经常发生喷水现象的问题,采用S-A模型进行SEC泵的水力部件建模,分析泵的水力区域流场、叶轮静压分布等,通过对不同变量的曲线拟合分析得出密封冲洗水压力、密封间隙等因素对泵盘根密封... 针对某核电厂多台重要厂用水系统(SEC)泵轴封压盖处经常发生喷水现象的问题,采用S-A模型进行SEC泵的水力部件建模,分析泵的水力区域流场、叶轮静压分布等,通过对不同变量的曲线拟合分析得出密封冲洗水压力、密封间隙等因素对泵盘根密封泄漏量影响的数值分析结果。结合叶轮平衡孔处的压力分布情况,给出改造后的密封冲洗水压力参数设定值(约0.35 MPa),解决了SEC泵轴封压盖处经常喷水的缺陷。 展开更多
关键词 核电厂 SEC泵 轴封水 流场
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结合Transformer算法的核反应堆综合安全裕度评估与灵活运行方法研究
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作者 李林峰 徐安琪 +3 位作者 刘永 董晓朦 文婷 杨明 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S2期261-271,共11页
近年来,风险指引的安全裕度分析(RISMC)方法作为一种先进的核安全评估工具,能够动态量化事故风险,为操作决策提供支持。然而,RISMC方法在实际应用中仍面临着计算效率低、资源消耗大及快速响应能力不足的问题。本文提出一种融合高保真热... 近年来,风险指引的安全裕度分析(RISMC)方法作为一种先进的核安全评估工具,能够动态量化事故风险,为操作决策提供支持。然而,RISMC方法在实际应用中仍面临着计算效率低、资源消耗大及快速响应能力不足的问题。本文提出一种融合高保真热工水力(T-H)仿真与代理模型的高效安全裕度计算框架。该框架利用基于T-H仿真生成高保真响应数据,然后训练Transformer代理模型进行快速风险预测,从而显著提升计算效率与预测精度。本文以核电厂二回路给水部分丧失事故为案例,通过不同操作员干预策略的仿真分析,验证方法的有效性。仿真结果表明,相较于传统回归方法,Transformer代理模型在安全裕度计算中的均方误差(MSE)降低约90%,决定系数(R^(2))提升至0.982。所提出的方法能够高效预测不同操作策略下关键安全参数的动态变化,快速量化停堆风险,显著增强提升操纵员的态势感知能力,为核电厂提供风险指引型决策支持。 展开更多
关键词 核电厂安全分析 安全裕度 RISMC TRaNSFORMER 代理模型 回归预测
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高温模拟压水堆一回路水中枝晶取向对Inconel 182镍基合金焊接金属应力腐蚀开裂的影响
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作者 李锴 张维 +5 位作者 郑会 杨双亮 许鑫和 潘登 崔同明 吕战鹏 《腐蚀与防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期6-11,共6页
在模拟压水堆(PWR)一回路高温水中对Inconel182镍基合金焊接金属进行了应力腐蚀开裂(SCC)试验,研究了枝晶取向对其SCC行为的影响。结果表明:在320℃下模拟压水堆一回路水中,182合金LT取向试样断口上出现全面沿晶应力腐蚀裂纹扩展带,其... 在模拟压水堆(PWR)一回路高温水中对Inconel182镍基合金焊接金属进行了应力腐蚀开裂(SCC)试验,研究了枝晶取向对其SCC行为的影响。结果表明:在320℃下模拟压水堆一回路水中,182合金LT取向试样断口上出现全面沿晶应力腐蚀裂纹扩展带,其平均裂纹扩展速率以及最大裂纹扩展速率均大于290℃下相同试样,表明在模拟压水堆一回路水中升高温度对182合金焊接金属应力腐蚀裂纹扩展有促进作用;290℃下182合金LT取向试样的平均裂纹扩展速率、最大裂纹扩展速率以及裂纹扩展区宽度占比均大于TL取向试样,表明裂纹沿LT枝晶取向更容易扩展。 展开更多
关键词 核电站 焊接金属 182镍基合金 应力腐蚀开裂 枝晶取向 裂纹扩展速率
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基于INPO AP-913框架的核电厂系统监督研究 被引量:6
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作者 苑景凯 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期671-678,共8页
对核电厂的重要系统实施健康状态监督,确保系统设备的性能能够可靠地满足电厂安全和发电的目标,落实核电厂的维修规则,提高核电厂设备的可靠性,是核电厂设备可靠性管理体系AP-913中的重要一环。为进一步推进核电厂设备管理优化工作,基... 对核电厂的重要系统实施健康状态监督,确保系统设备的性能能够可靠地满足电厂安全和发电的目标,落实核电厂的维修规则,提高核电厂设备的可靠性,是核电厂设备可靠性管理体系AP-913中的重要一环。为进一步推进核电厂设备管理优化工作,基于设备可靠性管理流程AP-913的指导思想,并结合中国核电目前正在开展的核电厂设备可靠性管理提升,本文对核电厂系统监督做了研究,阐述核电厂系统监督的概念及目的,给出适用于我国核电厂系统监督实施流程,并从核电厂系统设备实际出发,着重归纳了系统监督计划开发方法。助推行业内电厂设备可靠性管理的提升,优化WANO组织规定的有关核电厂设备可靠性的业绩目标,进而提高核电厂的运行业绩。 展开更多
关键词 inPO aP-913 核电厂 可靠性 系统监督 实施
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BINELOCA 程序与广东岭澳核电站大破口失水事故分析 被引量:1
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作者 骆邦其 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第1期20-28,共9页
BINELOCA程序是在吸收国外先进大破口失水事故分析计算机程序的基础上,针对我国现有大破口失水事故分析程序的不足和工程应用方面的问题,采用了一些成熟的、新型的和当今国际公认的瞬态热工水力数学物理模型以及水和蒸汽性质... BINELOCA程序是在吸收国外先进大破口失水事故分析计算机程序的基础上,针对我国现有大破口失水事故分析程序的不足和工程应用方面的问题,采用了一些成熟的、新型的和当今国际公认的瞬态热工水力数学物理模型以及水和蒸汽性质参数计算公式改编而成的大破口失水事故分析程序。通过对广东岭澳核电站大破口失水事故的计算表明,BINELOCA程序计算的结果与法国计算的结果是一致的。 展开更多
关键词 BinELOCa程序 核电站 大破口失水事故 反应堆
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基于HFACS的核电厂调试人因事件分析
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作者 杨东方 金成毅 +4 位作者 刘朝鹏 殷子剑 龙磊 张宜静 李志忠 《科学技术与工程》 北大核心 2024年第32期14094-14101,共8页
核电厂调试是电厂运行的前一阶段,旨在验证全厂设备符合运行要求。人因失效会严重影响调试的安全可靠性,对调试人因事件进行分析可帮助识别诱发人因失效的潜在因素,从而为调试安全质量管理提供指导。基于领域专家判断,修改并建立针对调... 核电厂调试是电厂运行的前一阶段,旨在验证全厂设备符合运行要求。人因失效会严重影响调试的安全可靠性,对调试人因事件进行分析可帮助识别诱发人因失效的潜在因素,从而为调试安全质量管理提供指导。基于领域专家判断,修改并建立针对调试的人因分析与分类系统(HFACS),并由5位领域专家应用该系统对127起人因事件进行分析编码。研究所获频率统计结果与核电厂运行事件分析结果的对比表明,调试和运行作为两种不同的电厂阶段,在监督管理、失误类型上存在共性,在组织影响、不安全行为的前提条件及人员违规上存在差异。通过相关性分析,研究识别出与人因失效具有显著关联的若干因素,调试作业的管理可通过控制这些因素来减少人因失效的发生。 展开更多
关键词 核电厂 调试 人因分析与分类系统(HFaCS) 人因失效
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基于KPCA的核电厂隔膜压缩机缸盖螺栓松动故障诊断研究 被引量:1
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作者 万益恒 薛金山 +3 位作者 张大勇 韩学杰 吕井 苗雯禹 《流体机械》 CSCD 北大核心 2024年第11期87-96,共10页
针对核电厂隔膜压缩机容易发生缸盖螺栓松动的问题,通过分析螺栓松动的影响因素,搭建了隔膜压缩机缸盖螺栓松动故障诊断试验系统,掌握了螺栓松动前、后缸盖所有螺栓轴向力的差异变化、分布特征和影响规律,基于KPCA算法和故障重构贡献率... 针对核电厂隔膜压缩机容易发生缸盖螺栓松动的问题,通过分析螺栓松动的影响因素,搭建了隔膜压缩机缸盖螺栓松动故障诊断试验系统,掌握了螺栓松动前、后缸盖所有螺栓轴向力的差异变化、分布特征和影响规律,基于KPCA算法和故障重构贡献率构建了一种螺栓松动故障识别与定位方法。不同松动状态螺栓的训练与测试结果表明,轴向力是识别螺栓松动状态的关键特征,该方法依据缸盖螺栓轴向力载荷实时数据和变化规律,可以快速识别螺栓松动的故障行为,准确判断松动螺栓的故障位置,当轴向力衰减系数为5%和10%时,最低识别准确率分别为96%和98%。研究结果为隔膜压缩机螺栓早期松动预警和在线实时检测提供了新的方法,对确保核电厂隔膜压缩机安全稳定运行具有重要意义。 展开更多
关键词 核电厂 螺栓松动 隔膜压缩机 轴向力 故障诊断
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基于Matlab & Simulink & GUI对核电厂数字化事故程序逻辑设计的仿真与验证
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作者 刘开城 殷中平 +3 位作者 王岩 史觊 张学刚 文剑波 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第S2期190-195,共6页
岭澳核电厂二期工程首次采用数字化控制系统(DCS)+事故状态导向法(SOA)的模式处理机组事故,SOA在DCS中的数字化设计成为仪控设计的一项崭新的设计任务。在SOA数字化实现过程中,事故规程配套画面的自动诊断结果,动态线导向信息的引入可... 岭澳核电厂二期工程首次采用数字化控制系统(DCS)+事故状态导向法(SOA)的模式处理机组事故,SOA在DCS中的数字化设计成为仪控设计的一项崭新的设计任务。在SOA数字化实现过程中,事故规程配套画面的自动诊断结果,动态线导向信息的引入可以给操纵员提供整合后的信息和自动导向诊断,节省处理事故或事件的时间,减轻操纵员在事件、事故工况下的负荷。这些自动诊断结果及其动态线信息都是靠相应的逻辑设计来实现。逻辑设计是SOA数字化实现过程中最重要的一个环节,本文将简要介绍S0A逻辑设计的仿真与验证。 展开更多
关键词 核电厂 SOa 仿真 Matlab&Simulink GUI
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新型蚁群算法规划核电厂巡检机器人路径 被引量:2
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作者 朱翠 罗宇豪 +1 位作者 王占刚 戴娟 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第1期107-115,共9页
为了使核电厂巡检机器人更加高效地完成巡检任务,本文提出一种改进的蚁群算法进行路径规划。针对基本蚁群算法在路径规划当中存在拐点多、收敛速度慢、易陷入局部最优的问题,首先利用A~*算法构建次优路径并调整初始信息素浓度。然后,构... 为了使核电厂巡检机器人更加高效地完成巡检任务,本文提出一种改进的蚁群算法进行路径规划。针对基本蚁群算法在路径规划当中存在拐点多、收敛速度慢、易陷入局部最优的问题,首先利用A~*算法构建次优路径并调整初始信息素浓度。然后,构建方向性函数以减少路径的拐弯次数。在搜索过程中,蚂蚁若发生死锁,极易导致算法陷入局部最优。为此,本文提出了防止死锁的策略,并将蚁群算法与遗传算法相结合,以提高算法的全局搜索能力。实验结果表明,本算法能够高效地规划出距离更短、更平滑的路径,对于核电厂巡检机器人高效完成巡检任务、延长单次巡检时间、减少巡检机器人磨损等具有重要意义。 展开更多
关键词 蚁群算法 核电厂 巡检机器人 路径规划
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浅析核电厂流出物排放的浓度控制管理要求
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作者 黄彦君 上官志洪 +1 位作者 赵锋 张晓峰 《辐射防护》 北大核心 2025年第1期12-20,共9页
浓度控制是核电厂流出物排放管理的主要手段之一。本文分析了核电厂流出物排放浓度控制的内容及要求,研究对比了国内外核电厂流出物浓度控制的法规要求及实践,提出进一步完善浓度控制管理手段的建议。
关键词 核电厂 流出物 浓度控制
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基于卫星遥感的秦山核电周边海域温度分布研究
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作者 石海岗 梁春利 +5 位作者 薛庆 张恩 章新益 张建永 张春雷 程旭 《自然资源遥感》 北大核心 2025年第1期152-160,共9页
以秦山核电周边海域为研究对象,利用Landsat系列热红外遥感数据,研究秦山核电周边海域的温度分布情况。结果显示,温度反演结果与海上测温数据具有强相关性,反演结果可靠;秦山核电运行前,周边海域温度较为均匀,除自然增温外,无明显温度... 以秦山核电周边海域为研究对象,利用Landsat系列热红外遥感数据,研究秦山核电周边海域的温度分布情况。结果显示,温度反演结果与海上测温数据具有强相关性,反演结果可靠;秦山核电运行前,周边海域温度较为均匀,除自然增温外,无明显温度分异现象,沿岸南北方向上海域温度几乎无变化,东西方向存在较小的温度梯度,离岸10 km范围内温度变化不超过0.6℃;核电运行后,周边海域呈现水温分异现象,温排水分布特征与潮汐和季节密切相关,同季节落潮时刻的温升范围总体要大于涨潮,同潮态夏季温升分布总体大于冬季;某厂取水口处表层海水在涨潮时刻存在1.0℃以上温升。Landsat系列数据基本满足秦山核电周边海域温度分布研究需求,针对特定潮态温排水分布可开展航空遥感监测。 展开更多
关键词 秦山核电 温排水 温度反演 遥感监测 潮汐
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