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题名核燃料夹具测试平台控制系统设计
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作者
方郁
赵阿朋
吴凤岐
陆秀生
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机构
中科华核电技术研究院
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出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2012年第4期72-75,共4页
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文摘
作为核燃料装卸贮存系统的核心部件,核燃料夹具的功能性与耐久性测试至关重要。基于核燃料夹具实际工况,采用可靠的可编程逻辑控制器(PLC),利用液压驱动与气压驱动分别实现载荷的上升、下降与夹具的紧闭、解锁过程,提出电气硬件、PLC程序以及人-机界面的设计方案,搭建核燃料夹具测试平台。实际应用表明,该测试平台控制灵活、操作简单、可靠性高。
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关键词
核燃料夹具
可编程逻辑控制器
液压驱动
气压驱动
人-机界面
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Keywords
Nuclear fuel gripper, Programmable logic controller, Hydraulic drive, Pneumatic drive,Human machine interface
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分类号
TL933
[核科学技术—辐射防护及环境保护]
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