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71.
测温、控温在日常生活中应用广泛,实现的方法也很多,本文介绍一种基于集成脉宽调制电路SG1524的温度控制电路的设计方法。着重论述了电路的工作原理及参数设计计算方法。最后在实验中验证了该电路的有效性。  相似文献   
72.
以硝酸蒸馏尾液为研究对象,考察了SG反硝化菌在A/O系统中的脱氮效果。研究结果表明:在进水pH为0.36、反应温度30℃、C、N质量比为3.0、反硝化停留时间为35h,SG反硝化菌种投加量为5mL/L、氢氧化钠投加量为1.8g/L的实验条件下,装置连续运行30d,硝酸蒸馏尾液TN去除率达99%,ρ(出水TN)≤40mg/L,达到国标新排放标准。  相似文献   
73.
在传统开关电源设计基础上,提出了一种可以有效防止开关管被击穿的变频器电源的设计方法。分析了开关电源中的核心问题,即变压器反馈电压的产生及其所带来的危害,进而设计了一种基于电压调节芯片SG3525的双端推挽式开关电源,消除了三相开关电源中MOS管由于承受电压过高而被击穿的可能,并对所设计电源的性能做出评估。  相似文献   
74.
基于System Generator的SVPWM算法设计及实现   总被引:6,自引:0,他引:6  
根据空间矢量脉宽调制(SVPWM)原理,提出一种基于人工神经网络(ANN)的SVPWM新算法。该网络系统结构分布化,利用神经网络的并行处理能力,将复杂的计算任务分散化,缩短了计算时间。在新的设计环境SystemGenerator/Simulink下建立了SVPWM的算法模型,并进行了硬件仿真,将模型下载到FP-GA芯片,产生了SVPWM波形,实验结果表明了该方法的有效性和可行性。  相似文献   
75.
AP1000核电站额定功率运行时采用3台33.3%容量电动泵提供给水,无备用泵。通过对100%和70%额定功率平台下给水流量和蒸汽流量的稳态平衡计算,验证了1台泵跳闸后,剩余2台泵能维持电厂70%额定功率运行;并通过对CENTS程序建立的单台给水泵跳闸瞬态的仿真结果数据进行分析,验证了此瞬态下无需快速降功率动作,反应堆功率自动控制系统与蒸汽旁排系统能够将一回路平均温度维持在允许范围内,期间不会发生蒸汽发生器窄量程液位低跳堆事故,上述分析结果对 AP1000核电站调试和运行具有重要参考意义。  相似文献   
76.
SG3525是一种应用广泛的PWM集成控制芯片,在介绍SG3525的功能特点以及IGBT驱动模块的基础上,详细阐述了基于SG3525为控制核心的大功率开关电源的设计。该电源主电路采用半桥式逆变电路,应用反馈手段和脉冲调制技术实现电压的稳定输出。最后,给出了试验结果。试验表明,该电源具有良好的性能。  相似文献   
77.
基于SG3525的直流升压电源的设计与仿真   总被引:1,自引:0,他引:1  
概述了基于SG3525的直流升压电源系统的设计方案。对主电路、PWM波产生电路、驱动电路和保护电路进行了详细的研究和设计。PWM波的产生以SG3525为核心实现,驱动电路采用EXB841实现。最后用MAT-LAB/Simulink软件,对电路进行了仿真实验,实验结果证明设计方法正确,电路设计简洁有效,设计结果能达到预定的要求。  相似文献   
78.
在分析电力信息运维综合监管系统整体方案的基础上,阐述了集成机房管理系统的基本思路、接口设计。将工业自动化数据交换标准OPC与Java消息服务器应用程序接口JMS相结合,实现电力信息运维综合监管平台与机房管理系统数据实时交换的目的,并已经在部分网省公司得到应用。  相似文献   
79.
本文分析了升/降压斩波电路、可逆PWM调速电路的工作原理,给出了一种升/降压斩波与可逆PWM调速相兼容的实验电路,并介绍了其实验内容、要求、实验特性和实验操作方法。  相似文献   
80.
This paper presents the results of thermal-hydraulic calculations of a large break loss of coolant accident (LBLOCA) analysis for a VVER-1000/V446 unit at Bushehr nuclear power plant (BNPP). LBLOCA is analysis in two different beyond design basis accident (BDBA) scenarios using the RELAP5/MOD3.2 best estimate code. The scenarios are LBLOCA with station blackout (SBO) and LBLOCA with pump re-circulation blockage which have been evaluated in the final safety analysis report (FSAR) of BNPP. A model of VVER-1000 reactor based on Unit 1 of BNPP has been developed for the RELAP5/MOD3.2 thermal-hydraulics code consists of 4-loop primary and secondary systems with all their relevant sub-systems important to safety analysis. The analysis is performed without regard for operator's actions on accident management. The safety analysis is carried out and the results are checked against the acceptance criteria which are the possibility of using water inventory in the emergency core cooling system (ECCS) accumulators and the KWU tanks for core cooling and the available time to operators before the maximum design limit of fuel rod cladding damage is reached. These kinds of analyses are performed to provide the response of monitored plant parameters to identify symptoms available to the operators, timing of the loss of critical safety functions and timing of operator actions to avoid the loss of critical safety functions of core damage. The results of performed analyses show that the operators have 2.9 and 3.1 h for LBLOCA with SBO and LBLOCA with pump re-circulation blockage scenarios, respectively, before the fuel rod cladding rupture. The results are also compared with the BNPP FSAR data.  相似文献   
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