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ATWS缓解系统可靠性分析
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《原子能科学技术》2016年 第10期50卷 1805-1812页
作者:于宏 张明葵中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413 
未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)缓解系统是保证中国先进研究堆(CARR)安全的重要系统之一。当发生预期运行瞬态,反应堆未能紧急停堆时,通过ATWS缓解系统动作实现停堆,从而保护反应堆安全。ATWS缓解系统的高可靠性是保证其完成预期功能的...
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CARR保护系统可靠性分析
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《原子能科学技术》2016年 第8期50卷 1461-1466页
作者:于宏 张明葵中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京102413 
保护系统是保证中国先进研究堆(CARR)安全的重要系统之一,它的高可靠性是保证其完成预期功能的重要条件。本工作以保护系统为研究对象,利用故障模式及影响分析和故障树等可靠性分析方法,建立相应模型,对保护系统进行了定性和定量的分析...
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CARR控制棒驱动机构堆外调试试验
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《原子能科学技术》2013年 第8期47卷 1380-1382页
作者:张应超 高永光 张明葵 康亚伦 季松涛 黄道立 马明武中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413 
中国先进研究堆(CARR)控制棒由磁力驱动。为进行CARR控制棒堆外调试试验,建造了模拟CARR热工水力条件的试验回路。试验中发现驱动机构存在一些问题,提出改进建议,得到CARR工程部和设计者认可。对驱动机构进行了一些改进,试验测量了线圈...
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CARR数字化监控系统设计
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《核动力工程》2006年 第S2期27卷 150-154页
作者:徐启国 曾海 张明葵 金华晋 宋云鹏 毛欢中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413 
介绍了中国先进研究堆(CARR)数字化监控系统的组成及其功能,CARR设计采用了可靠的软硬件设计平台、通讯网络、现场I/O主控单元、数据服务器等冗余设计技术以及系统故障诊断及故障监视等技术。目前,该系统已经完成了厂家设计工作,通过了...
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CARR核测量系统设计
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《核动力工程》2006年 第S2期27卷 155-158页
作者:张明葵 徐启国 曾海 肖晨 金华晋 宋国良中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413 
核测量系统是CARR仪表控制系统重要的组成部分,该系统监测CARR堆芯外中子注量率并向保护系统、ATWS缓解系统、功率调节系统等提供功率水平信号。本文阐述CARR核测量系统的设计,介绍CARR核测量系统的系统结构、堆外探测器、监测装置和技...
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CARR保护系统设计
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《核动力工程》2006年 第S2期27卷 146-149,162页
作者:张明葵 杨自觉 金华晋 曾海 肖晨 徐启国 宋国良中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413 清华大学核能技术设计研究院北京100084 
中国先进研究堆(CARR)保护系统采用数字化技术,执行反应堆的安全保护功能,包括反应堆保护和事故后监测两个子系统。本文介绍了CARR保护系统的设计以及技术特点,所采用的技术方案适合于CARR的工程应用,并达到保护系统所要求的系统可靠性...
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CARR ATWS缓解系统设计
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《核动力工程》2006年 第S2期27卷 163-165页
作者:张明葵 肖晨 杨自觉 金华晋 曾海 徐启国 宋国良中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413 清华大学核能技术设计研究院北京100084 
为保证事故工况下反应堆的安全,CARR除设置保护系统外,还设置了ATWS缓解系统。本文介绍了CARR ATWS缓解系统的功能与组成以及技术特点,系统采用数字化技术,并进行了试验验证,其可靠性达到了CARR工程应用的要求。
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CARR全数字化控制系统
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《核动力工程》2006年 第S2期27卷 159-162页
作者:徐启国 张明葵 曾海 金华晋 宋云鹏 毛欢中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413 
中国先进研究堆(CARR)是一座安全可靠、高技术性能、多用途的先进研究堆,CARR的仪表控制系统采用了先进的全数字化设计技术,由数字化反应堆保护系统和事故后监测系统、未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS)系统、反应堆监控系统及自动开堆和功...
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中国先进研究堆高温高压试验回路数字化保护系统设计
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《仪器仪表用户》2021年 第6期28卷 82-85页
作者:贾玉文 段晓 张明葵 徐启国 李松中国原子能科学研究院北京102413 
中国先进研究堆高温高压试验回路是该研究堆的试验研究平台之一,针对该高温高压试验回路设计了一套基于数字化技术的保护系统。该数字化保护系统采用冗余3通道设计,具备触发停堆、触发6个专设安全设施和事故后监测功能,具有可靠性高、...
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某研究性反应堆堆外核测量系统改造设计
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《仪器仪表用户》2020年 第9期27卷 54-57页
作者:王亚婷 张明葵 宋云鹏 吕征 郭志家中国原子能科学研究院北京102413 
某研究性反应堆是以中国原子能科学研究院101研究堆为原型设计的重水反应堆,其堆外核测量系统是反应堆仪表控制系统的重要组成部分,该系统可实时监测反应堆堆芯外中子注量率并向功率调节系统、保护系统等提供必要的反应性信号。本文针对...
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