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作者

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语言

  • 681 篇 中文
检索条件"机构=哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验在室"
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压水堆核动力装置协调控制器的设计
压水堆核动力装置协调控制器的设计
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第一届中国(国际)核电仪控技术大会
作者: 邓祥鑫 成守宇 赵强 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨工程大学150001
核动力装置是一个多输入多输出、非线性、运行工况十分复杂的系统。核动力装置的 控制器通常采用传统的PID 控制器来实现,难以得到满意的控制效果。为了改善这一状况, 本文提出了基于数字化仪控技术的协调控制器及其策略。为了验证核... 详细信息
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数字化仪控技术核动力的应用探讨
数字化仪控技术在核动力的应用探讨
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第一届中国(国际)核电仪控技术大会
作者: 邓祥鑫 成守宇 赵强 彭敏俊 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨工程大学150001
核动力装置是一个多输入多输出的复杂系统,其运行工况十分复杂。早期及目前的大 多数核动力装置控制系统都是采用模拟控制仪表实现,其由一系列相对独立的局部控制回路 (硬件电路且无智能处理器)组成, 结构比较简单, 功能比较单一,... 详细信息
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基于分布式的核动力装置故障诊断方法研究
基于分布式的核动力装置故障诊断方法研究
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第一届中国(国际)核电仪控技术大会
作者: 董雅欣 刘永阔 凌霜寒 宋怡 哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041
核电厂对运行的安全性、可靠性和经济性的要求较高,有效的状态监测与故障诊断具 有重大的现实意义。本文针对核电厂设备故障的特点,提出一套基于分布式的故障诊断方法, 此基础上构建了基于分布式的核电厂故障诊断系统的具体结构。... 详细信息
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板状燃料反应堆热工水力实时仿真程序研究与开发
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核动力工程 2010年 第6期31卷 56-63页
作者: 张志俭 李磊 郭赟 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨150001
板状燃料反应堆多通道热工水力实时仿真程序采用三方程模型作为基本模型,补充了适合板状燃料堆芯矩形冷却剂通道的换热系数模型、阻力系数模型等封闭方程,提出了多通道瞬态流量分配模型和堆芯冷却剂通道间流量求解方法,采用查表法求解... 详细信息
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并联通道瞬态流量分配方法研究
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核动力工程 2010年 第5期31卷 97-101页
作者: 李磊 张志俭 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨150001
应用多通道模型对闭式燃料栅格反应堆进行热工水力分析时,首先需要解决流量分配问题。本文提出了3种流量分配方法,编写了瞬态流量分配程序,求解了1个并联通道流量分配问题,并对这3种方法做了计算对比。结果表明,方法1只适合流量缓慢变... 详细信息
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基于RELAP5的两管平行通道流动不稳定性研究
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原子能科学技术 2010年 第6期44卷 694-700页
作者: 夏庚磊 郭赟 彭敏俊 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
利用RELAP5程序对垂直并联管中汽液两相流不稳定性实验装置进行了模拟,并与实验工况进行比较,结果表明:RELAP5程序的非平衡态两流体模型的计算结果与实验数据符合较好。并此基础上研究了主要运行参数对两管平行通道管间脉动流动不稳... 详细信息
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非能动余热排出热交换器数值模拟
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原子能科学技术 2010年 第4期44卷 429-435页
作者: 薛若军 邓程程 彭敏俊 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
用FLUENT软件对AP1000非能动余热排出热交换器进行非稳态数值模拟,研究其传热和流动特性。通过比较分析同一时刻不同位置温度场和流场的分布,以及不同时刻同一位置温度场和流场的变化,对该热交换器的传热过程和自然对流情况有了较深刻... 详细信息
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强迫循环并联通道流量漂移现象研究
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原子能科学技术 2010年 第12期44卷 1445-1450页
作者: 夏庚磊 郭赟 彭敏俊 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
使用RELAP5程序对垂直并联环隙窄缝通道流量漂移现象进行研究,分析了强迫循环并联通道流量漂移现象的形成过程及其原因,研究了主要运行参数对垂直并联环隙窄缝通道流量漂移现象的影响。结果表明:增大窄缝间隙,降低入口欠热度,增大系统压... 详细信息
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非能动核电站主给水丧失事故仿真研究
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原子能科学技术 2010年 第4期44卷 436-440页
作者: 李明岩 彭敏俊 张志俭 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001
AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(P... 详细信息
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一体化压水堆双恒定运行方案控制策略研究
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核科学与工程 2010年 第1期30卷 1-8页
作者: 徐文奇 彭敏俊 刘建阁 蒋立国 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 哈尔滨150001
采用直流蒸汽发生器的一体化反应堆,由于其蒸汽发生器二次侧水容积小,储热能力弱,给反应堆的运行调节提出了更高的要求。双恒定运行方案集合了一回路冷却剂平均温度不变和二回路蒸汽压力不变两种运行方案的优点,对一、二回路都有利。本... 详细信息
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