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基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理策略研究
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作者 李天涯 刘同先 +6 位作者 陈亮 王晨琳 何彩云 吴昱玖 蔡云 廖鸿宽 肖鹏 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期30-35,共6页
在核电厂中,燃料组件价格昂贵,往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此,如何在满足电力系统能量需求的前提下,提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本,是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料... 在核电厂中,燃料组件价格昂贵,往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此,如何在满足电力系统能量需求的前提下,提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本,是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理方法,针对24个月换料周期机组,建立一个浅燃耗燃料组件数据库,然后,从数据库中选择与目标18个月换料周期机组燃料组件在主要结构尺寸及设计特征上具有兼容性的燃料组件,最后,评估并选择最佳的浅燃耗燃料组件,将其装载入18个月换料周期的机组中。这种方法可以显著提高燃料利用率,降低单位能量成本,从而提高核电厂的经济性。 展开更多
关键词 群堆管理 长周期堆芯燃料管理 核电厂
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Bayesian belief-based model for reliability improvement of the digital reactor protection system 被引量:2
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作者 Hanaa Torkey Amany S.Saber +2 位作者 Mohamed K.Shaat Ayman El-Sayed Marwa A.Shouman 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2020年第10期55-73,共19页
The digital reactor protection system(RPS)is one of the most important digital instrumentation and control(I&C)systems utilized in nuclear power plants(NPPs).It ensures a safe reactor trip when the safety-related ... The digital reactor protection system(RPS)is one of the most important digital instrumentation and control(I&C)systems utilized in nuclear power plants(NPPs).It ensures a safe reactor trip when the safety-related parameters violate the operational limits and conditions of the reactor.Achieving high reliability and availability of digital RPS is essential to maintaining a high degree of reactor safety and cost savings.The main objective of this study is to develop a general methodology for improving the reliability of the RPS in NPP,based on a Bayesian Belief Network(BBN)model.The structure of BBN models is based on the incorporation of failure probability and downtime of the RPS I&C components.Various architectures with dual-state nodes for the I&C components were developed for reliability-sensitive analysis and availability optimization of the RPS and to demonstrate the effect of I&C components on the failure of the entire system.A reliability framework clarified as a reliability block diagram transformed into a BBN representation was constructed for each architecture to identify which one will fit the required reliability.The results showed that the highest availability obtained using the proposed method was 0.9999998.There are 120 experiments using two common component importance measures that are applied to define the impact of I&C modules,which revealed that some modules are more risky than others and have a larger effect on the failure of the digital RPS. 展开更多
关键词 nuclear power plants reactor protection system Bayesian belief network
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Simulation-to-reality transferability framework for operating-parameter forecasting in nuclear reactors using domain adaptation
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作者 Wei-Qing Lin Xi-Ren Miao +4 位作者 Jing Chen Ming-Xin Ye Yong Xu Hao Jiang Yan-Zhen Lu 《Nuclear Science and Techniques》 2025年第5期177-191,共15页
Artificial intelligence has potential for forecasting reactor conditions in the nuclear industry.Owing to economic and security concerns,a common method is to train data generated by simulators.However,achieving a sat... Artificial intelligence has potential for forecasting reactor conditions in the nuclear industry.Owing to economic and security concerns,a common method is to train data generated by simulators.However,achieving a satisfactory performance in practical applications is difficult because simulators imperfectly emulate reality.To bridge this gap,we propose a novel framework called simulation-to-reality domain adaptation(SRDA)for forecasting the operating parameters of nuclear reactors.The SRDA model employs a transformer-based feature extractor to capture dynamic characteristics and temporal dependencies.A parameter predictor with an improved logarithmic loss function is specifically designed to adapt to varying reactor powers.To fuse prior reactor knowledge from simulations with reality,the domain discriminator utilizes an adversarial strategy to ensure the learning of deep domain-invariant features,and the multiple kernel maximum mean discrepancy minimizes their discrepancies.Experiments on neutron fluxes and temperatures from a pressurized water reactor illustrate that the SRDA model surpasses various advanced methods in terms of predictive performance.This study is the first to use domain adaptation for real-world reactor prediction and presents a feasible solution for enhancing the transferability and generalizability of simulated data. 展开更多
关键词 nuclear power plant(NPP) Pressurized water reactor(PWR) Domain adaptation Knowledge transfer Transformer Forecasting
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核电站堆腔混凝土辐照试验研究
4
作者 黄岗 刘晓松 +7 位作者 李国云 许怡幸 陈浩 刘东彬 李延鹏 黄伟杰 张平 金帅 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第8期1725-1731,共7页
作为核电站关键材料的堆腔混凝土,其安全服役是核电站长期稳定安全运行的前提条件之一。为了进行堆腔混凝土的中子辐照损伤机理研究,获得堆腔混凝土在中子辐照环境下的试验数据,本文建立了堆腔混凝土辐照试验方法,研制了辐照试验装置,... 作为核电站关键材料的堆腔混凝土,其安全服役是核电站长期稳定安全运行的前提条件之一。为了进行堆腔混凝土的中子辐照损伤机理研究,获得堆腔混凝土在中子辐照环境下的试验数据,本文建立了堆腔混凝土辐照试验方法,研制了辐照试验装置,并在研究堆中对其进行了加速辐照试验。结果表明:辐照试验装置设计合理,辐照试验指标满足试验要求,实现了两种规格多个混凝土试样的中子辐照。进一步的混凝土试样辐照性能研究结果表明:混凝土试样在平均快中子注量3.41×10^(18) cm^(−2)下辐照后,与辐照前相比,其外部形状未见明显差异,但试样颜色变化较大,并且出现一定的辐照肿胀和力学性能退化现象。 展开更多
关键词 核电站 堆腔混凝土 中子辐照 辐照性能 试验研究
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中国核电站反应堆技术路线的早期探索及现实启示--以秦山核电站为中心
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作者 石同瑶 黄庆桥 《中国科技论坛》 CSSCI 北大核心 2024年第12期108-116,共9页
反应堆技术路线的确立是核电站总体设计的第一步,对国家核电事业的发展具有极其重要的战略性意义。秦山核电站作为中国首座自主建设的核电站,其技术路线的早期探索深刻反映出中国核电站反应堆技术路线的变迁和实践历程。伴随着秦山核电... 反应堆技术路线的确立是核电站总体设计的第一步,对国家核电事业的发展具有极其重要的战略性意义。秦山核电站作为中国首座自主建设的核电站,其技术路线的早期探索深刻反映出中国核电站反应堆技术路线的变迁和实践历程。伴随着秦山核电站的筹划和设计,中国核电站反应堆技术路线发生了数次转变。第一阶段是1964-1966年,初步确定“孪生式反应堆”路线;第二阶段是1966-1970年,建设意向先转为“实验性核动力反应堆”,后又转为“天然铀石墨气冷堆”和“高温气冷堆”;第三阶段是1970-1974年,技术路线经历了“熔盐堆”与“压水堆”之争。中国核电站反应堆技术路线早期探索的历史经验,至今仍具有现实启发意义。 展开更多
关键词 秦山核电站 反应堆 技术路线
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核电厂反应堆冷却剂系统抗震阻尼比研究
6
作者 孙金雄 《科技创新与应用》 2024年第9期105-108,共4页
基于2023年国内新建核电厂安全审评中核安全监管部门对抗震物项阻尼比取值提出关注的背景。介绍核电工程中抗震分析阻尼比取值依据,指出标准与工程实践之间存在的差异,以及由此产生的困惑;阐述阻尼比在动态分析中的作用原理;对比核电领... 基于2023年国内新建核电厂安全审评中核安全监管部门对抗震物项阻尼比取值提出关注的背景。介绍核电工程中抗震分析阻尼比取值依据,指出标准与工程实践之间存在的差异,以及由此产生的困惑;阐述阻尼比在动态分析中的作用原理;对比核电领域不同标准与导则文件对于机械设备阻尼比的要求,指出当前标准的相关要求对于由多种部件组成的组合设备或系统过于保守;重点对压水堆核电厂反应堆冷却剂系统与设备阻尼比进行研究,给出国内外核电工程实践中该系统与设备的阻尼比取值依据,并针对核电工程实践中组合设备或系统阻尼比取值依据不足的问题提出建议。 展开更多
关键词 核电厂 阻尼 抗震 反应堆冷却剂系统 核安全
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核电站工程模拟器用于SGTR事故仿真分析研究 被引量:7
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作者 林萌 苏云 +1 位作者 胡锐 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第3期240-245,共6页
核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器。本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,对30min不干预和30min内干预分别进行计算。仿真过程及计算结果验证了数... 核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器。本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,对30min不干预和30min内干预分别进行计算。仿真过程及计算结果验证了数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具。 展开更多
关键词 工程模拟器 核电站 仿真分析 事故 反应堆系统 RELAP5 轻水反应堆 蒸汽发生器 分析程序 有效工具 计算结果 仿真过程 传热管 核电厂 数值 干预
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秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展 被引量:18
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作者 吴宜灿 胡丽琴 +17 位作者 李亚洲 罗月童 袁润 王芳 王家群 顾晓慧 汪进 陈珊琦 王强龙 黄群英 汪建业 张振华 陈明军 曾春 宋明海 苏长松 彭晓春 张刚平 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第1期68-74,85,共8页
核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一。FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关... 核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一。FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关实现技术,基于前期自主研发的大型集成概率安全分析软件RiskA发展了通用核电站风险监测系统RiskAngel,并以此为基础结合秦山三期重水堆核电站的安全特点和实际应用需求开发了秦山三期重水堆核电站风险监测器(TQRM)。本文总结了核电站风险监测系统的发展现状及趋势,对TQRM系统的设计思想、总体架构、主要功能、关键算法、技术特点及相关测试应用进行概要介绍。 展开更多
关键词 核电站 风险监测系统 概率安全评价 重水堆
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基于故障树方法的核电厂数字化反应堆功率控制系统可靠性分析 被引量:12
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作者 周世梁 刘玉燕 杜文 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第4期419-428,共10页
运用故障树方法对某核电厂反应堆功率控制系统的可靠性进行了评价计算,包括不确定性分析以及敏感性分析。定义了"失去调节"和"失去调节"顶事件,分别建立了对应的故障树,分析各类硬件和软件对系统安全性的影响程度,... 运用故障树方法对某核电厂反应堆功率控制系统的可靠性进行了评价计算,包括不确定性分析以及敏感性分析。定义了"失去调节"和"失去调节"顶事件,分别建立了对应的故障树,分析各类硬件和软件对系统安全性的影响程度,指出在"失去调节"事件中,软件共模故障、驱动机构、传感器以及操作员操作敏感度比较高,对系统可靠性影响较大。在"失去有效控制"事件中,软件共模故障和操作员操作的敏感度比较高,对系统可靠性影响较大。 展开更多
关键词 故障树 核电厂 反应堆功率控制系统 可靠性
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核动力装置的火用分析 被引量:2
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作者 黎浩峰 陈文振 桂学文 《海军工程大学学报》 CAS 2003年第3期79-83,87,共6页
针对压水堆、沸水堆、气冷堆、钠冷堆核动力装置的实际过程,建立了最简单的热动力学模型.利用热力学第二定律建立的火用分析方法,对核动力装置中主要的热量传递、作功与受功过程的不可逆性进行了分析.文中以A型和B型电站压水堆核动力装... 针对压水堆、沸水堆、气冷堆、钠冷堆核动力装置的实际过程,建立了最简单的热动力学模型.利用热力学第二定律建立的火用分析方法,对核动力装置中主要的热量传递、作功与受功过程的不可逆性进行了分析.文中以A型和B型电站压水堆核动力装置为实例进行的火用损失与火用效率的对比计算表明:反应堆内裂变能从裂变碎片到燃料的传递过程是整个核动力装置火用损失最大的地方,其次是堆内燃料元件导热过程,然后依次是汽轮机、蒸发器、冷凝器、管路、泵.而火用效率最低的地方是冷凝器,其次是汽轮机、堆内燃料元件、蒸发器. 展开更多
关键词 核动力装置 YONG分析 热动力学模型 热量传递 作功过程 受功过程 不可逆性 热量Yong 物流Yong 核能Yong 反应堆 蒸发器 主泵 汽轮机 冷凝器 给水泵 管路
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田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析 被引量:6
11
作者 初起宝 刘维平 +1 位作者 马静娴 李海龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1619-1623,共5页
反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压... 反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。 展开更多
关键词 田湾核电站 反应堆压力容器 承压热冲击 防脆断
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船舶核动力装置安全目标的初步研究 被引量:5
12
作者 张永发 童节娟 +1 位作者 蔡琦 周羽 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第1期54-60,共7页
安全目标是核电厂进行安全评价的重要基础和判定准则,对安全评价工作具有非常重要的影响。目前,核电厂安全目标的认识和制定已经经历了较长的时间,形成了以国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)为主的两大体系。文章概要地介绍了两个... 安全目标是核电厂进行安全评价的重要基础和判定准则,对安全评价工作具有非常重要的影响。目前,核电厂安全目标的认识和制定已经经历了较长的时间,形成了以国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)为主的两大体系。文章概要地介绍了两个组织所确定的定性和定量安全目标,以及我国核电厂安全目标的发展和应用现状。最后,在吸收上述经验的基础上,提出了制定船舶核动力装置安全目标的若干建议和注意事项,尝试研究了核动力装置安全目标的宗旨、体系、内容和实现手段等。 展开更多
关键词 安全目标 核电厂 船用反应堆 概率安全目标
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海阳核电一期2×1253 MW机组主要热力系统设计特点 被引量:7
13
作者 赵福强 祝洪青 易朝晖 《节能技术》 CAS 2011年第4期336-339,347,共5页
海阳核电工程为全世界首批建设的AP1000核电项目,较之以往的核电机组,在简化机组结构,提高运行可靠性和安全性方面有较大的改进。本文总体介绍了海阳核电(2×1 253 MW机组)的核岛主要系统构成,概况的描述了常规岛主要热力系统设置... 海阳核电工程为全世界首批建设的AP1000核电项目,较之以往的核电机组,在简化机组结构,提高运行可靠性和安全性方面有较大的改进。本文总体介绍了海阳核电(2×1 253 MW机组)的核岛主要系统构成,概况的描述了常规岛主要热力系统设置及主要设备配置方案,为后续的类似核电工程热力系统的设计提供参考。 展开更多
关键词 海阳核电 反应堆冷却剂系统 热力系统 设备
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地震动速度脉冲对高温气冷堆核电厂地震反应的影响 被引量:4
14
作者 贺秋梅 李小军 +3 位作者 李亚琦 周伯昌 张江伟 傅磊 《爆炸与冲击》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期799-806,共8页
为探讨近断层地震动的速度脉冲对结构抗震能力的影响特征,以某高温气冷堆核电厂结构为研究对象,利用有限元软件建立线性三维模型,选择4组具有速度脉冲特性的近断层地震动加速度记录及人工模拟的具有相同加速度反应谱而无速度脉冲的地震... 为探讨近断层地震动的速度脉冲对结构抗震能力的影响特征,以某高温气冷堆核电厂结构为研究对象,利用有限元软件建立线性三维模型,选择4组具有速度脉冲特性的近断层地震动加速度记录及人工模拟的具有相同加速度反应谱而无速度脉冲的地震动时程分别作为地震动输入,对模型进行动力时程分析,对比在有、无速度脉冲地震动作用下模型的地震反应。研究发现,虽然反应过程中结构仍处于弹性阶段但是地震动的速度脉冲对结构的位移反应具有一定的不利影响,这一点与已有的基本认识不同。因此对于需要安装对位移反应较为敏感设备的高温气冷堆核电厂房,应充分关注地震动速度脉冲对结构反应的影响。 展开更多
关键词 爆炸力学 速度脉冲 有限元方法 高温气冷堆核电厂 强震动记录 动力时程分析
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核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发 被引量:2
15
作者 谢永诚 徐雪莲 +1 位作者 窦一康 贺寅彪 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期673-675,共3页
根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的... 根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度,全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容。以典型核电厂反应堆压力容器为例,给出老化管理大纲的工程应用实例。 展开更多
关键词 核电厂 反应堆压力容器 老化管理大纲
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核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析 被引量:1
16
作者 陶俊 李京喜 +1 位作者 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第1期40-43,共4页
研究了1 000MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明,开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大:1)堆芯温度1 500~2 100K;2)堆芯温度2 500~... 研究了1 000MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明,开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大:1)堆芯温度1 500~2 100K;2)堆芯温度2 500~2 800K;3)从形成由硬壳包容的熔融池(2 800K)到熔融物向压力容器下封头下落。开启卸压阀的列数越多,氢气产生率的增大越明显。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 全厂断电事故 卸压 氢气产生率
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田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析 被引量:7
17
作者 周海翔 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第6期702-706,共5页
从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发,对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析(FMEA)方法,对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工... 从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发,对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析(FMEA)方法,对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工作为国内数字化反应堆保护系统设计提供了一些新思路。 展开更多
关键词 数字化反应堆保护系统 故障模式 后果分析 核电厂
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核电厂流出物中^(14)C的管理控制 被引量:3
18
作者 魏新渝 杨端节 商照荣 《核安全》 2012年第2期51-55,共5页
介绍了国内外压水堆(PWR)和重水堆(HWR)核电厂流出物中^(14)C的产生和释放管理现状、减少^(14)c产生和释放的方法以及^(14)C的提取、净化和分析方法,为我国核电厂气态和液态流出物中^(14)C的监测和控制提供基础资料。此外,针对我国核电... 介绍了国内外压水堆(PWR)和重水堆(HWR)核电厂流出物中^(14)C的产生和释放管理现状、减少^(14)c产生和释放的方法以及^(14)C的提取、净化和分析方法,为我国核电厂气态和液态流出物中^(14)C的监测和控制提供基础资料。此外,针对我国核电厂^(14)C的排放和监测情况,提出了几点建议。 展开更多
关键词 ^(14)C 压水堆 重水堆 核电厂流出物
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公安消防部队参与核电厂灭火救援行动的探讨 被引量:4
19
作者 黄金印 陈双喜 《消防科学与技术》 CAS 2006年第5期681-684,共4页
分析了压水堆PWR(pressurized-water reactor)核电厂的火灾危险性和核电厂火灾事故与核事故相互派生及转化的关系,总结了公安消防部队参与处置核电厂灭火救援行动应该遵循的基本原则,提出了公安消防部队在灭火救援行动中应注意的问题。
关键词 压水堆 核电厂 火灾危险性 灭火救援
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核动力装置故障预测与健康管理研究 被引量:1
20
作者 孙旭升 周刚 +2 位作者 李凤宇 晏玉坤 阮航 《四川兵工学报》 CAS 2015年第8期51-54,共4页
传统的维修保障技术已经不能满足核动力装置安全性和可靠性的要求,故障预测与健康管理(prognostics and health management,PHM)技术是一种视情维修技术,对维护核动力装置安全性和可靠性有十分重要的意义。介绍了PHM技术的概念和意义,... 传统的维修保障技术已经不能满足核动力装置安全性和可靠性的要求,故障预测与健康管理(prognostics and health management,PHM)技术是一种视情维修技术,对维护核动力装置安全性和可靠性有十分重要的意义。介绍了PHM技术的概念和意义,研究了PHM系统的关键技术,分析了压水堆核动力装置PHM技术应用的可行性,并设计了压水堆核动力装置集中-分布式PHM系统。 展开更多
关键词 故障预测与健康管理 压水堆核动力装置
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