核反应堆控制

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核反应堆控制

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: 模糊PID控制在核反应堆功率控制中的研究 (2012年) 应用核反应堆堆芯的中子动力学数学模型建立传递函数,采用模糊PID方法设计了反应堆功率控制器控制反应堆功率负荷跟踪变化,Simulink仿真表明所采用的模糊PID控制算法来控制反应堆功率的输出,比传统PID控制取得了较好的...
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: 1000 MW核反应堆主回路管道焊接质量控制 (2009年) 核岛反应堆主回路奥氏体不锈钢大口径厚壁管道的焊接是核电站安装工程中的关键，而该管道焊接质量的控制，更是核电站建设质量控制的关键。本文就岭澳核电站二期3#机组主回路管道的焊接质量控制作一介绍，希望对以后核...
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: 快堆中间回路钠水反应事故仿真 核反应堆事故仿真，中国实验快堆是一座小型池式钠冷快中子增殖反应堆，水与钠之间的换热设备为蒸汽发生器。在蒸汽发生器中，由于传热管腐蚀等原因，常使蒸汽发生器传热管破裂，三回路的水或水蒸气便会冲入钠中，导致...
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: 核反应堆IEA-R1池水中痕量铀的测定 IEA-R1核反应堆的运行具有将池水中铀含量控制在50μg/ L以下的痕量范围内的程序。文献中有几种方法可以确定水中的痕量铀。伏安法已被系统地采用。在本研究中，铀痕量的化学选择使用了称为AdCSV（吸附式阴极溶出...
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: 反应堆压力容器主螺栓超声检测控制系统的设计与实现核电站反应堆压力容器主螺栓是重要的受力易损部件，必须对其进行定期的缺陷检测。文中介绍了自主研发的主螺栓超声检测控制系统的构成，描述了运动控制、水位控制的实施方案，对控制算法进行了设计，并通过软件处理...
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: 压水堆核电站铁水反应机理研究压水堆核电站铁水反应机理研究，吕雪峰，，从微观上研究压水堆核电站严重事故下减少或控制氢气生成的措施需研究氢气生成的微观机理。本文采用量子化学理论，应用量子化学软
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: 压水堆核电站核功率控制模式的优化 (2012年) 分析了核反应堆反应性控制的3种方法，以及压水堆核电站核功率的4种控制模式．对压水堆核电站核功率控制技术的发展优化趋势提出了看法：随着电网对核电站负荷跟踪要求的提高，控制棒方法将继续强化，可燃毒物棒方法有...
评级：0 浏览量：29 收藏量：0 资源大小：354KB 上传时间：2021-04-26

: 论文研究 - 验证VVER-1200 NPP模拟器正常运行和反应堆冷却剂泵滑降瞬态给出了通过关闭一个反应堆冷却剂泵在模拟器中执行的模拟结果，并与在VVER-1000反应堆中执行的实验结果进行了比较。测量结果与模拟结果之间的相似性表明，以合理的方式对热工水力特性和控制保护系统进行了建模。在...
评级：0 浏览量：209 收藏量：1 资源大小：4.48MB 上传时间：2020-06-02

: 基于高精度恒流源的控制棒冗余供电系统为保证核反应堆控制棒驱动机构电磁阀供电的可靠性、安全性、准确性和有效性，设计了基于高精度恒流源的控制棒冗余供电系统，以完成控制棒的提升、夹持、传递等状态，该系统由供电电源模块、控制器、综合信息处理单元...
评级：0 浏览量：50 收藏量：0 资源大小：1.77MB 上传时间：2021-04-16

: 研究论文-加拿大超临界水冷堆的多变量鲁棒控制研究.pdf 为了处理加拿大超临界水冷堆的蒸汽温度、反应堆功率和主蒸汽压力之间的强耦合性，特别是蒸汽温度对反应堆功率扰动具有极高敏感性的问题，以及控制系统设计过程中所引入不确定性因素，对系统模型进行不确定性分析并...
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: 嵌入式系统/ARM技术中的燃料电池发动机双核主控制器的实现燃料电池发动机由空气系统、氢气系统、水热管理系统、增湿系统和电堆等几部分组成，燃料电池主要由阳极、阴极、电解质组成。是一种将氢、氧的化学能通过催化反应直接转化成电能的装且。其最大特点是清洁、高效。被视...
评级：0 浏览量：114 收藏量：0 资源大小：83KB 上传时间：2020-10-23

: 控制棒电磁阀阀头温度场特性数值研究 (2014年) 水压驱动控制棒是一种全新的核反应堆控制技术，直动电磁阀是其关键部件．电磁阀的性能直接影响控制棒水压驱动系统的稳定运行．运用ANSYS电磁场分析软件研究直动电磁阀阀头在不同输入电流的工况下温度场的特性．结果...
评级：0 浏览量：36 收藏量：0 资源大小：290KB 上传时间：2021-05-26

: 一种冗余通信棒位检测仪针对棒位检测对通信系统的实时性、准确性、安全性、可靠性和有效性要求极高，设计了一种双通讯冗余的棒位检测仪。...性能验证试验结果表明，该冗余通讯系统工作稳定，测量准确，符合核反应堆控制棒棒位检测要求。
评级：0 浏览量：72 收藏量：0 资源大小：942KB 上传时间：2021-04-16

: Common Q平台在核电站数字化仪控系统中的应用美国西屋公司的AP1000核电站，采用了数字化仪控系统，实现方式为Common Q+Ovation。...Common Q平台属1E级，AP1000核电站的反应堆保护和安全监视系统就是在这一平台上实现的。本文着重介绍了Common Q平台的结构。
评级：0 浏览量：93 收藏量：0 资源大小：88KB 上传时间：2020-10-20

: 自适应控制理论及应用自适应控制系统，已有较完整的设计理论和丰富的应用成果（驾驶仪、航天、电传动、核反应堆等等）。很经典的一本自适应教材.介绍了应用最广的自适应控制理论。
评级：4 浏览量：548 收藏量：2 资源大小：3.49MB 上传时间：2010-03-18

: 水力驱动控制棒热态极限落棒能力分析 (2002年) 控制棒驱动机构是核反应堆的关键设备,其是否正常运行直接关系到核反应堆的安全性。该文对水力驱动控制棒系统在摩擦力卡棒和倒置等极限工况下的停堆问题,提出了步进缸内腔卸压的解决方法,并在热态实验研究的基础上,...
评级：0 浏览量：26 收藏量：0 资源大小：380KB 上传时间：2021-04-27

: 剖析Python的Twisted框架的核心特性而关于proactor(主动器)和reactor(反应堆)，这里有一篇推荐博客有比较详细的介绍。就reactor模式的网络IO而言，应该是同步IO而不是异步IO。而Dave第一章中提到的异步，核心在于：显式地放弃对任务的控制权而不是被...
评级：0 浏览量：154 收藏量：0 资源大小：98KB 上传时间：2020-12-23

: 控制棒史截面效应的处理 (1995年) 核供热反应堆的过剩反应性主要靠十字形控制棒来控制。有不同控制棒史的组件内的燃耗分布不同，相应的组件平均截面也就不同。详细考虑控制棒史的影响是很复杂的，为此提出处理控制棒史的线性插值法。假设组件平均截面...
评级：0 浏览量：33 收藏量：0 资源大小：173KB 上传时间：2021-04-26

: EEE 1012-2016系统、软件测试与验证标准 EEE 1012-2016系统、软件测试与验证标准 ,要在如核反应堆控制保护系统、飞行器控制系统等安全重要系统中使用计算机系统，除了硬件系统的可靠性外，必须确保其控制软件具有足够高的可靠性。通常采取的措施有：利用...
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: 论文研究 - 核攻击潜艇推进的技术观点核电厂的发展轻水反应堆需要一种安全的方法来收集和处理用于冷却反应堆的水。高能热力学状态的这种水的某些特性使其不适合直接排放到大气中。开发了小型房间泄压槽来控制这种排放。这些水箱部分注满水，并且蒸气...
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: 论文研究 - NIRR-1转化为LEU的分散燃料物理参数的MCNP模拟针对低浓铀燃料选项，计算了以下反应堆堆芯物理参数：干净的冷堆芯过量反应性（ρex），控制棒值（CR），关闭裕度（SDM），辐照通道中的中子通量分布和动力学数据（即有效延迟的中子分数βeff和Swift的中子寿命lf）...
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: 压水堆严重事故下氢气生成机理研究压水堆严重事故下氢气生成机理研究，吕雪峰，刘翠娜，研究压水堆核电站严重事故下氢气生成反应的微观机理，是从微观上研究氢气行为，提出控制氢气生成措施的基础。本文采用量子化学理
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: 密度核反馈条件下低压自然循环两相流动稳定性实验 (1995年) 为了研究核供热反应堆主回路自然循环两相流动稳定性，考证了具有密度－核反馈耦合条件下两相流动的热工水力学行为。在热工实验回路ＨＲＴＬ－５中引入了反应堆中子动力学模拟系统。以实测冷却剂密度作为其输入参数，...
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: 压水堆中铬金属的产氢机理分析 (2011年) 为了从微观上寻找减少或控制氢气生成的措施,研究了压水堆核电站严重事故下金属铬和水反应生成氢气的微观机理,并计算了反应速率常数。铬水反应产氢的微观机理采用量子化学理论,应用量子化学软件包Gaussian03,在B3 LYP...
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: CPR1000压水堆安全壳实时仿真模型研究 (2013年) 为了研究CPR1000压水堆核电站安全壳在严重...模拟机验收结果表明：所建模型能够正确地模拟反应堆冷却剂系统失水事故(LOCA)、蒸汽管道泄漏事故等情况下，安全壳内的压力和大气温度、地坑水位以及温度等参数的动态特性。
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: 核电设备行业报告核电站就是通过插入和提出中子吸收控制棒实现对核反应堆中核能释放速度的控制。核能发电基本原理是核裂变产生能量加热水生成蒸汽，将核能转变成热能；蒸汽压力推动汽轮机旋转，热能转变为机械能；然后汽轮机带动...
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: 周世勋版量子力学答案,,第二章习题.pdf 周世勋版量子力学答案,,第二章习题.pdf
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: 刚性空腔内弹性衬壳热屈曲温度数值解法 (1996年) 研究了刚性空腔内弹性圆柱形两端固支钢衬壳由于温度变化引起的屈曲问题。应用非线性理论导出衬壳热屈曲问题的大挠度控制方程，用渐进分析法...文中结果可应用于核反应堆安全壳和化学工业中厚壁高压反应塔中内衬壳设计。
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: 核电压力容器J型坡口自动焊接 (2010年) 核反应堆压力容器进出口接管与主管道相连接部位的坡口形式为J形,且与球面相交,进出口接管间距小,要求焊后变形小,焊接难度较大。针对以上问题,开发了J型坡口自动焊接机,通过精巧结构的设计解决空间狭小的问题;通过...
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: 审查数字安全系统危害分析的技术基础 2011年12月8日，核监管研究办公室（RES）响应新反应堆办公室（NRO）用户需求请求，编制了RIL-1101。NRO要求对申请人的危险分析（HA）和与核电厂（NPP）数字仪表和控制（DI&C）安全系统相关的相应验收标准进行监管...
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: 堆芯的工程化动态模型 (2002年) 根据反应堆堆芯结构、核物理和热工水力设计资料,利用前期建立 HTR-10具有分布参数和非线性复杂模型所积累的经验及仿真研究数据,直接建立了高温气冷堆采用集总参数描述的堆芯工程化动态模型。典型工况下动静态结果的...
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: 铀矿浸出试验柱不同高度上铀金属浸出的规律 (2014年) 理论分析将铀矿浸出试验柱沿柱高划分为若干个高度足够小且相等的单元体，使其中单个铀矿石颗粒的浸出符合收缩未反应核扩散控制系统模型，且任意1个单元体内所有铀矿石颗粒反应均匀，不存在延迟现象，进而以1个单元体...
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