现代远程教育之网络技术研究与探讨

现代远程教育是近年来国际教育发展的重要趋势。介绍了我国现代远程教育状况,就现代远程教育的解决方案中的网络技术进行了深入地研究和讨论。     

基于CPLD的SJA1000与DSP的接口设计

描述了SJA1000的功能特点,分析了SJA1000的读写时序,讨论了与DSP之间的接口,给出了基于CPLD的软件模拟时序方法,实现TMS320F240对SJA1000的读写访问.该方法可以广泛应用于其他单片机外围器件与DSP的接口设计中.     

DCS安全级仪控平台的分析研究

美国西屋公司的AP1000核电站,采用了数字化仪控系统,实现方式为Common Q＋Ovation。这种集成的仪控系统设计,减少了接口和软件平台的数量,提供了优化的结构和性能。Common Q平台属1E级,AP1000核电站的保护与安全监测系统（PMS）就是在这一平台上实现的。本文对西屋公司的仪控平台Common Q进行评述,并结合目前国内外DCS产品性能特点进行对比性分析,研究Common Q平台的优点及不足。     

Probabilistic analysis of mechanical properties of WWER-1000 reactor pressure vessel materials

The variance of strength and plastic characteristics of 15Kh2NMFA steel and its welds is assessed by the results of statistical analysis of material mechanical properties for nineteen WWER-1000 reactor pressure vessels manufactured by Izhorskii and Atommash factories. The values determined with a 95% probability are well within the limits specified by the applicable regulations. The parameters which are needed for the statistical brittle-strength analysis of a reactor pressure vessel are presented with the same veracity. __________ Translated from Problemy Prochnosti, No. 2, pp. 15–28, March–April, 2006.     

中国改进型压水堆核电站CPR1000简介

本文简要介绍了中国改进型压水堆核电站CPR1000的技术基础、设计理念和先进技术,说明了它是安全、可靠、成熟、经济、适用我国核电小批量化建设的主力堆型,并可实现与第三代堆型的最佳结合。     

CNP1000核电厂工程技术方案

介绍了CNP1000核电厂的工程技术方案。CNP1000设计在我国现有压水堆核电站设计、建造、调试和运行经验的基础上,借鉴近年来国际上核电技术发展的新成果,使电厂总体性能较第二代核电技术有较大改进。考虑到了多年国内核安全工作的经验反馈,并吸取了国际上新一代核电厂的设计理念,CNP1000核电厂的设计方案在安全方面的考虑更全面和周到。CNP1000的技术定位为“二代加改进型”,并有进一步发展的潜力,能够体现我国自主知识产权的中国品牌特征。     

SHARC DSP与SJA1000的CAN总线接口设计

本文讨论了DSP与CAN控制器SJA1000的总线接口的差别，提出了SJA1000和SHARC系列DSP接口设计的简单方法和通用方法。测试表明，这种方法的稳定性好，传输效率高。     

基于双CPU的CAN总线智能控制节点的设计

介绍了一种基于CAN总线、采用双CPU结构的智能控制节点的设计,说明了该智能控制节点的工作原理并详细阐述了其所具备的功能、硬件组成和软件实现.此控制节点结构新颖,采用了当前比较先进的技术.实验证明由该类节点组成的控制系统结构简单,实时性好,准确,可靠性高.     

基于SJA1000的CAN总线智能节点实现

一种采用独立总线控制器SJA1000和8位单片机89C51组成的CAN总线智能节点的实现方法,详细介绍了智能节点的硬件电路组成及抗干扰设计,给出的初始化程序以及接收和发送程序流程适用于89C51和其他8位或16位计算机。     

中广核CPR1000核岛堆芯概念设计和安全裕度评估初探

CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核电站加改进设计。在未来的10～15年内,CPR1000将是中广核集团主要建设的核电站类型之一。CPR1000的初始堆芯设计采用什么样的装料方式和燃料循环方式是必须首先解决和确定的重要设计前提,这是整个核岛设计、安全分析核执照申请的核心和基础。基于大亚湾核电站和岭澳核电站多年的燃料管理经验和运行经验以及国外类似核电站运行和设计经验,并且综合考虑了初始堆芯的特点和难点,以及不同堆芯设计和燃料管理策略的特点,对CPR1000的初始堆芯进行了设计。通过初步研究,本文提出了CPR1000初始堆芯采用的燃料组件类型,分析CPR1000采用从首循环开始进行18个月换料过渡的堆芯设计技术方案,并对CPR1000首循环实施18换料进行了堆芯设计安全裕度初步分析与评估。