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Development of CONTHAC-3D and hydrogen distribution analysis of HPR1000
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作者 Hui Wang Jing-Jing Li +2 位作者 Yuan Chang Gong-Lin Li Ming Ding 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2024年第2期210-221,共12页
An in-house code,CONTHAC-3D,was developed to calculate and analyze thermal-hydraulic phenomena in containments during severe accidents.CONTHAC-3D is a three-dimensional computational fluid dynamics code that can be ap... An in-house code,CONTHAC-3D,was developed to calculate and analyze thermal-hydraulic phenomena in containments during severe accidents.CONTHAC-3D is a three-dimensional computational fluid dynamics code that can be applied to predict gas flow,diffusion,and steam condensation in a containment during a severe hypothetical accident,as well as to obtain an estimate of the local hydrogen concentration in various zones of the containment.CONTHAC-3D was developed using multiple models to simulate the features of the proprietary systems and equipment of HPR1000 and ACP100,such as the passive cooling system,passive autocatalytic recombiners and the passive air cooling system.To validate CONTHAC-3D,a GX6 test was performed at the Battelle Model Containment facility.The hydrogen concentration and temperature monitored by the GX6 test are accurately predicted by CONTHAC-3D.Subsequently,the hydrogen distribution in the HPR1000 containment during a severe accident was studied.The results show that the hydrogen removal rates calculated using CONTHAC-3D for different types of PARs agree well with the theoretical values,with an error of less than 1%.As the accident progresses,the hydrogen concentration in the lower compartment becomes higher than that in the large space,which implies that the lower compartment has a higher hydrogen risk than the dome and large space at a later stage of the accident.The amount of hydrogen removed by the PARs placed on the floor of the compartment is small;therefore,raising the installation height of these recombiners appropriately is recommended.However,we do not recommend installing all autocatalytic recombiners at high positions.The study findings in regard to the hydrogen distribution in the HPR1000 containment indicate that CONTHAC-3D can be applied to the study of hydrogen risk containment. 展开更多
关键词 Hydrogen risk mitigation Pressurized water reactor hpr1000 Thermal hydraulic CONTHAC-3D
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基于不同功率的非能动安全壳热量导出系统实验研究
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作者 李丽娟 于沛 +1 位作者 丁铭 孙中宁 《应用科技》 CAS 2024年第1期70-75,共6页
“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)和“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计原理相同,但系统功能和设计准则不尽相同。为了掌握影响系统换热能力和运行的关键因素,本文结合不同... “华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)和“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计原理相同,但系统功能和设计准则不尽相同。为了掌握影响系统换热能力和运行的关键因素,本文结合不同项目的特点,从综合性能实验需求和实验结果等方面,研究、分析“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统与“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计中的典型现象,发现降低冷却水箱水位可以提升系统的换热能力、改变冷管段阻力对系统的换热能力更敏感和冷管段隔离阀关闭方案在开启时可能会有一定的风险,从而提出后续优化研究和设计中需要重点关注的影响因素。文中结论可用于指导相关系统设计工作。 展开更多
关键词 华龙一号 玲龙一号 非能动安全壳热量导出系统 综合性能实验 对比分析 水箱水位影响 阻力影响 系统备用状态 优化建议
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HPR1000与AP1000堆芯测量系统差异性分析 被引量:3
3
作者 蒋波 王雷 江易蔚 《科技视界》 2019年第25期78-79,共2页
堆芯测量系统实现了反应堆内部中子通量、温度等参数的实时在线监测,对核电站的安全、经济运行起到了关键的作用。AP1000是从美国引进的第三代核电技术,HPR1000是我国自主开发的第三代核电技术,两种堆型的堆芯测量系统在设计上具有相似... 堆芯测量系统实现了反应堆内部中子通量、温度等参数的实时在线监测,对核电站的安全、经济运行起到了关键的作用。AP1000是从美国引进的第三代核电技术,HPR1000是我国自主开发的第三代核电技术,两种堆型的堆芯测量系统在设计上具有相似性,但在系统功能、系统组成和系统结构上存在一定的差异。本文通过比较两者堆芯测量系统的相同点和不同点,为后续堆芯测量系统的优化设计提供建议。 展开更多
关键词 堆芯测量 hpr1000 AP1000
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华龙一号钢衬里加强节点冷弯成型加工技术
4
作者 樊明晔 王森 吴虞 《压力容器》 北大核心 2024年第3期81-88,共8页
针对华龙一号钢衬里加强节点预制过程中工作效率低、质量不稳定、制造成本高等问题,根据钢衬里加强节点的结构特点,提出采用整体冷弯成型工艺,通过选择合理的工艺参数及设备,开展成型工艺评定试验,得到钢衬里加强节点冷弯成型关键技术要... 针对华龙一号钢衬里加强节点预制过程中工作效率低、质量不稳定、制造成本高等问题,根据钢衬里加强节点的结构特点,提出采用整体冷弯成型工艺,通过选择合理的工艺参数及设备,开展成型工艺评定试验,得到钢衬里加强节点冷弯成型关键技术要点,与传统的焊接成型方法相比,提高了构件加工精度及效率,保证质量及降低工程成本,为后续相同或类似结构的核电堆型施工提供参考。 展开更多
关键词 华龙一号 钢衬里 加强节点 双曲弧形 冷弯成型 热处理
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某海外核电机组水下照明装置损坏情况分析
5
作者 李基 《设备管理与维修》 2024年第3期69-71,共3页
针对某海外核电机组首次大修期间反馈的关于核用水下照明装置损坏率高及炸裂事件两个问题,分析、总结过程和原因,给出相应的处理措施,为其他使用或即将使用该型式水下照明装置的设计单位或业主提供建议,为后续此类问题的解决提供案例。
关键词 核用水下照明装置 hpr1000 卤钨灯
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“华龙一号”PCS系统对氢气风险的影响研究
6
作者 雷宁博 石雪垚 《应用科技》 CAS 2024年第1期65-69,共5页
“华龙一号”(Hualong pressurized reactor 1000,HPR1000)设置了多种严重事故预防与缓解措施,有必要对氢气风险控制相关的缓解措施与其他缓解措施综合作用下的氢气风险进行研究。利用严重事故一体化软件建立了“华龙一号”电厂模型,结... “华龙一号”(Hualong pressurized reactor 1000,HPR1000)设置了多种严重事故预防与缓解措施,有必要对氢气风险控制相关的缓解措施与其他缓解措施综合作用下的氢气风险进行研究。利用严重事故一体化软件建立了“华龙一号”电厂模型,结合严重事故后安全壳内氢气可燃性判断准则,研究了典型事故后非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)作用下的安全壳内氢气浓度分布,分析了PCS对严重事故后氢气风险的影响。研究结果可为“华龙一号”严重事故管理措施的有效性论证提供支持。 展开更多
关键词 华龙一号 非能动安全壳热量导出系统 严重事故 氢气风险 消氢系统 夏皮洛图 快燃区 慢燃区
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华龙一号主管道电渣锭成分偏析控制
7
作者 李连龙 曾杰 +5 位作者 路正平 王承 邓琴 杨先芝 邱斌 申贇 《大型铸锻件》 2024年第1期13-17,共5页
华龙一号核电主管道采用X2CrNiMo 18.12(控氮)超低碳奥氏体不锈钢制造,该钢种碳含量低,铬、镍含量高且范围窄,尤其是N含量控制难度大,对质量要求苛刻;同时主管道锭型达到百吨级,易产生成分偏析,通过对大型主管道电渣锭成分偏析的分析与... 华龙一号核电主管道采用X2CrNiMo 18.12(控氮)超低碳奥氏体不锈钢制造,该钢种碳含量低,铬、镍含量高且范围窄,尤其是N含量控制难度大,对质量要求苛刻;同时主管道锭型达到百吨级,易产生成分偏析,通过对大型主管道电渣锭成分偏析的分析与研究,阐述了大型单相电渣锭成分均匀性的控制方法,并取得了良好的效果。 展开更多
关键词 hpr1000 核电主管道 超低碳控氮奥氏体不锈钢 X2CrNiMo 18.12(CN) 成分均匀性
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HPR1000堆芯装载50%MOX组件的燃料管理方案 被引量:3
8
作者 刘国明 郭治鹏 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期49-55,共7页
针对HPR1000压水堆堆芯,开展了应用MOX(混合氧化物燃料)组件的燃料管理方案初步研究。对MOX燃料组件进行设计,研究了MOX燃料成分及燃料棒在组件内的布置。在此基础上,开展了1/4堆芯年换料、18个月长周期换料,并装载50%MOX组件这两种燃... 针对HPR1000压水堆堆芯,开展了应用MOX(混合氧化物燃料)组件的燃料管理方案初步研究。对MOX燃料组件进行设计,研究了MOX燃料成分及燃料棒在组件内的布置。在此基础上,开展了1/4堆芯年换料、18个月长周期换料,并装载50%MOX组件这两种燃料管理方案研究。通过与UO2堆芯的对比,分析了装载50%MOX组件堆芯的核特性。分析结果表明,两种50%堆芯装载MOX组件的燃料管理方案,其堆芯主要物理参数均满足核设计准则要求。 展开更多
关键词 hpr1000堆芯 MOX组件 燃料管理
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HPR1000给水加热器疏水回收系统仿真
9
作者 谢政权 《核科学与技术》 2019年第2期56-64,共9页
HPR1000 (Hua-long Pressurized Reactor)是中核集团和中广核集团联合研发的先进压水堆,华龙一号(福清5/6号机组)作为国际首个HPR1000项目,其全范围模拟机基于CNPO的RINSIM2.0-Windows仿真平台开发。本文主要介绍了RINSIM 2.0平台下流... HPR1000 (Hua-long Pressurized Reactor)是中核集团和中广核集团联合研发的先进压水堆,华龙一号(福清5/6号机组)作为国际首个HPR1000项目,其全范围模拟机基于CNPO的RINSIM2.0-Windows仿真平台开发。本文主要介绍了RINSIM 2.0平台下流体网络的建模原理,并以HPR1000给水加热器疏水回收系统(TFR: Feed-water Heaters Drain Recovery System)为例,详细介绍了图形化建模工具、工艺系统建模及分系统测试过程。 展开更多
关键词 hpr1000 仿真 TFR RINSIM 2.0
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非能动安全壳冷却系统启动策略试验研究
10
作者 黄晨 赵斌 +1 位作者 孟兆明 孙中宁 《应用科技》 CAS 2023年第5期115-119,共5页
为研究非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)启动策略,支撑电厂故障应对策略的制定,本文结合“华龙一号”PCS系统配置,提出了4种系统启动策略并开展详细研究,根据分析结果优选出2种方案进行试验研究... 为研究非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)启动策略,支撑电厂故障应对策略的制定,本文结合“华龙一号”PCS系统配置,提出了4种系统启动策略并开展详细研究,根据分析结果优选出2种方案进行试验研究。试验结果表明:PCS系统采用双阀开启方案或冷管段隔离阀关闭方案时能够获得较优的启动性能;采用双阀开启方案,系统启动过程较为平稳;采用冷管段隔离阀关闭方案,为避免在启动过程中发生故障,建议系统启动时换热器传热管内液体温度不要超过120℃。试验结果对“华龙一号”PCS系统启动规程的制定具有指导意义。 展开更多
关键词 非能动安全壳热量导出系统 安全壳喷淋系统 华龙一号 系统启动策略 超设计基准事故 汽锤 两相流 自然循环
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PSA技术在“华龙一号”核电机组运行优化中的应用研究 被引量:1
11
作者 张佶翱 陈国才 +5 位作者 况慧文 孔凡鹏 沙平川 潘延卿 魏兴 杨赟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第5期1073-1078,共6页
本文将PSA模型分析应用于电站运行管理工作梳理中,提出了基于PSA风险见解的风险薄弱项查找方法与管理优化流程,并且在“华龙一号”运行机组上进行应用实践,提出并实施“应急硼注入系统管理优化”,“附加柴油机接入方式优化”两项重要的... 本文将PSA模型分析应用于电站运行管理工作梳理中,提出了基于PSA风险见解的风险薄弱项查找方法与管理优化流程,并且在“华龙一号”运行机组上进行应用实践,提出并实施“应急硼注入系统管理优化”,“附加柴油机接入方式优化”两项重要的管理与设计优化,研究表明,实施变更后机组功率运行内部事件一级PSA堆芯损伤频率降低约10%。本方法对于核电机组的PSA见解应用与运行安全提升,具有重要现实意义与推广价值。 展开更多
关键词 概率安全分析(PSA) 风险见解 堆芯损伤频率(CDF) 核电机组(NPP) “华龙一号”(hpr1000)
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“华龙一号”中子源位置设计研究
12
作者 林俊 李先俊 +3 位作者 李志军 包鹏飞 何明涛 王鑫 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1216-1221,共6页
反应堆启动中子源布置位置设计在关注堆外源量程探测器计数率大小的同时,也需要关注其对达临界过程中的倒计数率曲线变化特性的影响。本文通过OpenMC程序建立了精确的“华龙一号”首循环堆芯及堆外探测器响应计算模型,并通过防城港3号... 反应堆启动中子源布置位置设计在关注堆外源量程探测器计数率大小的同时,也需要关注其对达临界过程中的倒计数率曲线变化特性的影响。本文通过OpenMC程序建立了精确的“华龙一号”首循环堆芯及堆外探测器响应计算模型,并通过防城港3号机组、某CPR1000机组首循环的实测数据对计算模型的精度进行了验证,而后计算了中子源布置在不同组件位置时,冷停堆状态下的探测器计数率的差异以及达临界过程中倒计数率曲线的变化特点。结果表明,当中子源布置在堆芯外围时,探测器的计数率会相对更大,同时达临界过程中的倒计数率曲线呈现出明显的外凸形状,随着中子源的布置逐步靠近堆芯中部,探测器的计数率逐步减小,达临界过程中的倒计数率曲线的形状会逐步由外凸向内凹转变。对于“华龙一号”,在中子源强相对较高的情况下,将中子源布置在C12位置可以使得倒计数率曲线呈现出较好的线性度。本文中的计算模型可应用于各堆型的中子源位置设计,为工程设计中中子源位置的选择提供参考。 展开更多
关键词 hpr1000 达临界 源量程探测器 倒计数率
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基于FPGA技术的人员闸门控制系统研究
13
作者 何志军 张志强 张鹏 《自动化仪表》 CAS 2023年第S01期294-298,303,共6页
HPR1000堆型人员闸门贯穿于反应堆双层安全壳,是安全壳上的重要贯穿件以及第三道安全屏障的组成部分,承担着保持安全壳密封性和完整性的重要任务。与M310堆型相比,HPR1000堆型人员闸门新增了升降底板、声光报警、防回弹以及障碍物识别... HPR1000堆型人员闸门贯穿于反应堆双层安全壳,是安全壳上的重要贯穿件以及第三道安全屏障的组成部分,承担着保持安全壳密封性和完整性的重要任务。与M310堆型相比,HPR1000堆型人员闸门新增了升降底板、声光报警、防回弹以及障碍物识别等功能。基于人员闸门的控制需求变化,研究了一种基于现场可编程门阵列(FPGA)技术的CompactRIO控制平台,以开发人员闸门控制系统。利用该平台的高性能硬件模块结合其高效的LabVIEW配套软件,将人员闸门基本控制功能和障碍物识别功能融合在同一个控制平台下,完成人员闸门控制系统的高效研发。该研究为传统的设备控制系统提出了创新性解决方案,对核电厂设备控制系统设计具有一定的启发和借鉴意义。 展开更多
关键词 hpr1000 人员闸门 控制系统 现场可编程门阵列 LABVIEW COMPACTRIO 障碍物识别
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PTR丧失三列冷却回路后重新投运策略研究
14
作者 许洁 王耀东 明迁 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1328-1332,共5页
“华龙一号”机组“丧失三列PTR”为DEC-A工况,事故处理安全路径是通过补水蒸发排出乏池的乏燃料衰变热。机组在完成对PTR冷却列的修复操作后,乏池可能处于沸腾状态,此时需要重新投运PTR冷却列以恢复乏燃料水池正常冷却手段。本文基于当... “华龙一号”机组“丧失三列PTR”为DEC-A工况,事故处理安全路径是通过补水蒸发排出乏池的乏燃料衰变热。机组在完成对PTR冷却列的修复操作后,乏池可能处于沸腾状态,此时需要重新投运PTR冷却列以恢复乏燃料水池正常冷却手段。本文基于当前PTR及其冷源的配置情况,通过对PTR和冷源系统带热能力的匹配分析计算,给出推荐的投运策略,为事故恢复提供指导。 展开更多
关键词 乏燃料水池 丧失三列PTR “华龙一号” 重新投运
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“华龙一号”安全壳热工水力现象综合性能实验数值计算研究
15
作者 李精精 王辉 孙婧 《应用科技》 CAS 2023年第5期110-114,共5页
为了更好地研究事故条件下非能动安全壳热量导出系统作用下安全壳内的热工水力行为,中国核电工程有限公司搭建安全壳综合性能实验装置(PlAtform for iNteGral TH behaviour of containment,PANGU)并开展了3种事故序列大破口事故(堆芯未... 为了更好地研究事故条件下非能动安全壳热量导出系统作用下安全壳内的热工水力行为,中国核电工程有限公司搭建安全壳综合性能实验装置(PlAtform for iNteGral TH behaviour of containment,PANGU)并开展了3种事故序列大破口事故(堆芯未熔)、大破口事故(堆芯熔化)和全厂断电事故下的实验研究。采用GOTHIC程序建立安全壳综合性能实验装置数值计算模型,并针对已开展的3个实验进行数值计算研究,得出结论如下:对于3个事故序列,程序计算的穹顶区域水蒸气浓度与实验值趋势上保持一致,特别是长期阶段水蒸气浓度实验值与计算值符合良好;计算模型所计算的安全壳内温度压力无论是峰值还是长期值均与实验值保持在较小的误差范围内;简化后的PCS模型计算的PCS功率略低于实验测量的PCS功率,72 h内计算的PCS总排热量与实验测量值相当。本文研究结果可为“华龙一号”PCS系统计算分析提供理论支持。 展开更多
关键词 安全壳综合性能实验装置 非能动安全壳热量导出系统 GOTHIC程序 华龙一号 热工水力 严重事故 安全壳 数值模拟
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基于NASPIC的反应堆保护系统数字化旁通设计研究
16
作者 姜静 何玉鹏 +3 位作者 臧锴钰 贾小东 关朦朦 彭浩 《仪器仪表用户》 2023年第10期17-20,共4页
旁通是对反应堆保护系统进行维修和试验的重要手段,可在反应堆正常运行的情况下,根据实际需求将通道或重要仪表参数退出运行,以支持定期试验、设备维修、仪表校验等应用场景。目前,华龙一号核电厂反应堆保护系统设计为拨动开关发出旁通... 旁通是对反应堆保护系统进行维修和试验的重要手段,可在反应堆正常运行的情况下,根据实际需求将通道或重要仪表参数退出运行,以支持定期试验、设备维修、仪表校验等应用场景。目前,华龙一号核电厂反应堆保护系统设计为拨动开关发出旁通指令的开关量,由硬接线采集后,对应的信号质量位变为坏点,涉及的停堆和专设驱动逻辑退化。由于硬接线旁通信号数量庞大,不仅占据设备安装空间和信号通道,还存在维护不便等诸多问题。基于NASPIC平台的设备特性,充分发挥数字化系统的优势,提出一种全新的数字化旁通设计方案,不仅简化了设计、制造、维护的难度,节约了机柜安装空间,还提高了设备的集成度,对于后续华龙一号核电厂批量建设具有重要的借鉴意义。 展开更多
关键词 华龙一号 反应堆保护系统 数字化 旁通 安全显示单元
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基于NECP-MCX的组件均匀化计算及其在HPR1000中的应用 被引量:1
17
作者 秦帅 李云召 +4 位作者 贺清明 白家赫 董文昌 曹良志 吴宏春 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第3期21-27,共7页
基于蒙特卡罗的组件计算程序可以处理复杂几何问题,同时不需要确定论组件计算程序中的共振自屏计算,但是蒙特卡罗组件计算程序在扩散系数和不连续因子的产生上存在一定困难。因此,基于连续能量蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,开发了... 基于蒙特卡罗的组件计算程序可以处理复杂几何问题,同时不需要确定论组件计算程序中的共振自屏计算,但是蒙特卡罗组件计算程序在扩散系数和不连续因子的产生上存在一定困难。因此,基于连续能量蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,开发了组件均匀化少群常数产生功能,使用严格考虑中子各向异性的累积徙动面积法产生扩散系数,利用基模修正考虑中子泄漏对中子能谱的影响,提出网格面计数方法计算修正的组件不连续因子。根据VERA二维组件问题对网格面计数方法进行了验证,并将NECP-MCX用于我国自主化核电“华龙一号”零功率启动物理试验的模拟计算。结果表明,与设计值对比,临界硼浓度、等温温度系数、控制棒积分价值的计算偏差均符合工业限值要求。该程序可以产生可靠的组件均匀化少群常数,计算精度符合工程计算的要求,为该程序在新型反应堆中的进一步应用打下了坚实基础。 展开更多
关键词 少群常数 NECP-MCX 蒙特卡罗 华龙一号(hpr1000)
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“华龙一号”核岛厂房抗震分析 被引量:10
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作者 杨建华 马英 +4 位作者 隋春光 王冬梅 杨烨 王芳 孙晓颖 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第1期110-116,共7页
"华龙一号"作为我国自主设计的三代核电堆型,具有更高的安全性、更强的抗震性能;核岛厂房的抗震设计对核电厂的安全性具有举足轻重的意义。"华龙一号"采用更高的设计基准、SL-2级地震地面运动加速度提高至0.3g,采... "华龙一号"作为我国自主设计的三代核电堆型,具有更高的安全性、更强的抗震性能;核岛厂房的抗震设计对核电厂的安全性具有举足轻重的意义。"华龙一号"采用更高的设计基准、SL-2级地震地面运动加速度提高至0.3g,采用标准化设计、包络多种厂址地基参数,创新性的提出了三维模型与集中参数模型相耦合的结构模型化技术。本文着重介绍"华龙一号"设计反应谱和设计时程等地震动输入、地基参数的确定方法和过程、结构耦合模型的建立方法及优点,并详细介绍楼层反应谱的计算方法、流程及其调整方法和经验。详细总结"华龙一号"抗震分析的方法和经验,可为后续核电堆型、核化工等构筑物的抗震分析提供参考。 展开更多
关键词 “华龙一号” 核岛厂房 抗震分析 土-结构相互作用 楼层反应谱
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华龙一号主泵转速测量系统研究
19
作者 王雪梅 朱毖微 +2 位作者 朱加良 吕鑫 吴茜 《自动化与仪表》 2020年第6期92-96,共5页
由于反应堆主泵转速信号的测量需采用高可靠性的安全级转速测量系统,而此类设备主要依赖进口,已成为我国核电发展的制约因素。该文分析了主泵转速测量系统设计中的关键问题,即感应器结构设计对测量信号的影响及干扰;采用仿真计算分析,... 由于反应堆主泵转速信号的测量需采用高可靠性的安全级转速测量系统,而此类设备主要依赖进口,已成为我国核电发展的制约因素。该文分析了主泵转速测量系统设计中的关键问题,即感应器结构设计对测量信号的影响及干扰;采用仿真计算分析,得到了优化的感应器结构,同时改进了信号处理算法;使用主泵试验台架验证了该转速测量系统的功能性能。验证结果表明该系统可满足华龙一号对主泵转速信号的测量需求。 展开更多
关键词 主泵转速测量 华龙一号 感应器结构 信号处理算法
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基于NICSYS2000平台的试验数据采集和试验仪表系统与核电厂DCS一体化改进研究与应用 被引量:2
20
作者 左熠昕 何小龙 +4 位作者 张振平 王权 米东 庄其 郭绍帅 《电气技术与经济》 2022年第6期105-108,共4页
介绍了HPR1000项目核电站试验数据采集(IDA)和试验仪表系统(ITI)以及事件顺序记录(SOE)/事件追踪(TRA)的设置方案,通过对SOE/TRA/ITI/IDA的一体化系统的分析,提出与DCS平台一体化集成的改进措施,实现了真正的仪控平台一体化。该改进处... 介绍了HPR1000项目核电站试验数据采集(IDA)和试验仪表系统(ITI)以及事件顺序记录(SOE)/事件追踪(TRA)的设置方案,通过对SOE/TRA/ITI/IDA的一体化系统的分析,提出与DCS平台一体化集成的改进措施,实现了真正的仪控平台一体化。该改进处理方案通过在现有的HPR1000项目上的实施与应用,成功减少了机柜/服务器/供电柜等各种资源的占用,同时保证了信号的实时性和有效性。 展开更多
关键词 IDA ITI DCS 仪控平台一体化 hpr1000
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