学生参与电气人才创新能力培养的探索

基于“以学生为本”的OBE教育理念，本文对电气人才创新能力培养进行了探索。整个过程将专业课程体系契合学业规划以明确学生学习目标；学生参与理论、实践教学和平台搭建，在夯实其理论知识的同时丰富教学资源；在创新考核中采用“螺旋递进式”的师生互动模式，全程培养学生自主的创新能力。多年实践探索表明学生在课程实践、学科竞赛、论文发表和申报专利等方面的创新能力得到显著提升。     

田湾核电站数字化反应堆保护系统可靠性分析

分析了田湾核电站数字化反应堆保护系统的结构和基本功能,以故障树分析方法为基础,确定了数字化反应堆保护系统故障树的顶事件,建立了以反应堆停堆子系统失效为顶事件的故障树,利用RISK-SPECTRUM程序,对所建的故障树进行了定量分析和计算,得到了系统故障树的失效概率和最小割集,为田湾核电站运行和维修提供了有益的指导.     

田湾核电厂自动功率控制器(APC)功能分析

介绍了田湾核电厂自动功率控制器(APC)软硬件设计的主要特点,并对系统的原理和功能实现进行了详细分析,结果证明了田湾核电厂自动功率控制器(APC)系统工作的有效性和可靠性.为数字化自动功率控制器的国产化提供了思路.     

田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析

从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发，对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析（FMEA）方法，对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工作为国内数字化反应堆保护系统设计提供了一些新思路。     

压铸件中破碎激冷层的研究

本文通过电镜进行金相分析,观察了重量为0.24～4.8公斤的铝合金压铸件的金相组织,并测定了压铸过程中金属液温度的变化,发现了破碎激冷层的存在。探讨了破碎激冷层的生成机理、影响因素及其对压铸件性能的影响。在国内尚未见这方面的研究成果,这项研究对降低由破碎激冷层造成的废品,提高经济效益等都有重要的意义。     

田湾核电站安全仪控系统(TXS系统)失效概率估算

介绍了田湾核电厂安全仪控系统(TXS系统)失效概率的估算方法,推导了用于反应堆停堆系统和ESFAS系统失效概率估算的一般性公式。并以主给水/主蒸汽系统故障停堆和触发应急给水系统启动两个仪控功能为例进行计算,结果证明田核电站TXS系统失效概率满足可靠性要求。     

从摄影到摄像是个艰难过程——周海翔访谈

《大众DV》：知道以前您一直是在以摄影的方式拍摄鸟类，从什么时候开始尝试用DV拍摄？使用DV拍摄的初衷是什么？     

基于网络的运动控制系统预测控制研究

针对一类基于网络的运动控制系统中存在的时延和丢包问题进行研究。对于网络运动控制系统存在数据时延和丢包的情况,建立网络运动控制系统模型。在此模型下,对预测函数控制算法进行分析,设计了预测函数控制产生器和数据延时预测补偿器,并研究相应的补偿策略。仿真分析表明算法的合理性和有效性。     

反应堆温度效应的稳定性影响分析

压水型反应堆堆芯的温度效应对核电厂在瞬态工况下的反应性控制具有重要影响.对压水型反应堆温度效应产生负反应性反馈的机理进行了阐述,并基于点堆中子动力学模型,在MatLab/SimuLink的仿真环境下建立了带有温度反馈环节的瞬态工况堆芯响应仿真模型.根据所建立的仿真模型,考虑反应堆升降功率的瞬态工况,对不同的反应堆温度系数的负反馈影响进行了仿真分析.仿真分析的结果表明,当反应堆需要改变其输出功率对堆芯引入阶跃微小反应性扰动后,由于核燃料和慢化剂的负温度系数作用,使反应堆本身具备内在稳定性,堆芯中子密度变化是趋于稳定的.根据仿真结果,反应堆负温度系数所产生的温度效应对核电厂瞬态工况下反应性控制具有有利的影响.所用的堆芯仿真模型分析方法可以为反应堆堆芯功率控制系统的设计和分析提供参考.     

三代核电机组数字化仪控系统及其国产化分析

为了进一步理清三代核电机组数字化仪控系统国产化的思路和途径,在对AP1000非能动核电机组仪控系统技术特点进行简要分析的基础上,详细阐述了我国核电发展的新形势以及仪表和控制设备国产化的必要性,指出了技术转让、消化吸收、工程实践和重大专项研究等措施对国产化的重要作用,提出了CAP系列核电机组数字化仪表控制系统国产化的方向和基本规划。这将为国家相关部门的决策提供参考。