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基于APROS的核电系统建模与控制方法研究 被引量:2
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作者 谢澳达 杨婷 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期184-191,共8页
随着核电系统建模日益朝着准确化、精细化方向发展,对三维堆芯与热工水力模型耦合的研究也逐渐增多,这为控制系统的设计提供了更好的模型基础。本研究采用APROS软件对VVER-1000反应堆进行了三维堆芯与热工水力耦合建模,并设计了基于模... 随着核电系统建模日益朝着准确化、精细化方向发展,对三维堆芯与热工水力模型耦合的研究也逐渐增多,这为控制系统的设计提供了更好的模型基础。本研究采用APROS软件对VVER-1000反应堆进行了三维堆芯与热工水力耦合建模,并设计了基于模型预测控制(MPC)的负荷跟踪控制系统和其他控制系统;随后利用稳态和瞬态仿真结果对该模型进行了验证,结果表明该模型仿真效果良好;利用三维堆芯可视化的优点,进一步验证了MPC负荷跟踪控制器的性能和安全性。这一研究不仅为核电系统研究提供了模型基础,也为先进功率控制系统的安全性分析提供了实践经验。 展开更多
关键词 核电系统建模 三维堆芯 模型预测控制(MPC) 负荷跟踪控制系统 APROS
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非能动系统可靠性分析方法比较 被引量:6
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作者 陈娟 周涛 +1 位作者 刘亮 王泽雷 《华电技术》 CAS 2013年第2期14-17,20,共5页
针对核电站非能动系统硬件失效较少、物理过程失效较多的特点,基于非能动系统的定义和主要特性,对其可靠性进行了分析。以非能动余热排出系统和安全壳冷却系统为例,通过对不同非能动系统可靠性分析方法的比较,指出了各种方法的特点和适... 针对核电站非能动系统硬件失效较少、物理过程失效较多的特点,基于非能动系统的定义和主要特性,对其可靠性进行了分析。以非能动余热排出系统和安全壳冷却系统为例,通过对不同非能动系统可靠性分析方法的比较,指出了各种方法的特点和适用情况。由于实际运行数据缺乏,数学方法的引入对非能动可靠性分析具有重要价值。 展开更多
关键词 核电站 非能动系统 可靠性分析 建模方法 比较
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基于Petri网理论的核电站主给水系统建模及其可靠性分析 被引量:5
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作者 万伟 董慕杰 +1 位作者 刘玮 肖长歌 《热力发电》 CAS 北大核心 2013年第12期17-21,39,共6页
基于Petri网理论某第三代核电站主给水系统建立了工况模型。通过对主给水系统原理及运行工况的分析,验证了该模型表征主给水系统动态特性的正确性;通过对该工况模型的进一步演化建立了主给水系统的Petri网故障模型,并计算得到主给水系... 基于Petri网理论某第三代核电站主给水系统建立了工况模型。通过对主给水系统原理及运行工况的分析,验证了该模型表征主给水系统动态特性的正确性;通过对该工况模型的进一步演化建立了主给水系统的Petri网故障模型,并计算得到主给水系统的可靠性指标为0.993,与实际系统设计中冗余设置结果相符,为核电站主给水系统的动态特性描述及可靠性计算、分析提供了一种新的方法。 展开更多
关键词 核电站 主给水系统 PETRI网 建模 动态特性 可靠性
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核电站控制系统可视化模化与仿真研究 被引量:4
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作者 崔震华 白建勇 张卫民 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2000年第1期1-10,24,共11页
研制了面向控制系统结构图的可视化模化平台 ,并采用离散相似法对所建立的控制系统数学模型进行求解 ,从而方便、快速、准确地模化和仿真核电站控制系统 ,取得了十分满意的效果。此项工作对核电站控制系统设计和分析的研究工作具有很好... 研制了面向控制系统结构图的可视化模化平台 ,并采用离散相似法对所建立的控制系统数学模型进行求解 ,从而方便、快速、准确地模化和仿真核电站控制系统 ,取得了十分满意的效果。此项工作对核电站控制系统设计和分析的研究工作具有很好的参考和实用价值。 展开更多
关键词 核电站 控制系统 可视化模化 计算机仿真
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核电励磁系统过励限制辅环振荡分析与抑制措施研究 被引量:3
5
作者 江伟 《大电机技术》 2019年第6期73-80,共8页
本文针对核电ALSTOM P320 V2励磁系统过励限制振荡现象,分析了ALSTOM励磁系统过励限制辅助控制环模型以及介入主电压环的独特方式。从时域和频域两个角度分析了过励限制振荡的机理,提出了该型励磁过励限制控制环临界增益的概念,并推荐... 本文针对核电ALSTOM P320 V2励磁系统过励限制振荡现象,分析了ALSTOM励磁系统过励限制辅助控制环模型以及介入主电压环的独特方式。从时域和频域两个角度分析了过励限制振荡的机理,提出了该型励磁过励限制控制环临界增益的概念,并推荐了主环PID微分时间常数的整定范围。通过现场实际核电机组励磁系统过励限制试验验证了本文提出的振荡抑制措施的可行性与正确性。 展开更多
关键词 核电机组 振荡 根轨迹分析 励磁建模 过励限制器
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核动力系统热工分析程序可视化建模 被引量:2
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作者 张荣华 邢宏传 +1 位作者 杨燕华 徐济 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第8期1349-1353,共5页
以Relap5程序为对象,研究了核电站热工水力分析程序可视化建模技术.采用可扩展标记语言技术,定义一套名为RelapML语言描述Relap5建模信息,并基于Windows平台下的可视化界面开发技术,完成RelapML语言的可视化输入、自动生成并最终转换成R... 以Relap5程序为对象,研究了核电站热工水力分析程序可视化建模技术.采用可扩展标记语言技术,定义一套名为RelapML语言描述Relap5建模信息,并基于Windows平台下的可视化界面开发技术,完成RelapML语言的可视化输入、自动生成并最终转换成Relap5输入数据,实现了Relap5建模过程可视化. 展开更多
关键词 核动力系统 热工水力计算 可视化建模
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核电机组MEC7000励磁系统建模分析 被引量:2
7
作者 刘光时 窦骞 《广西电力》 2017年第3期1-5,9,共6页
励磁系统精确建模是核电并网稳定计算分析的基础,针对MEC7000励磁系统建模工作在国内外鲜有报道的情况,通过现场实测和BPA仿真,提出了MEC7000励磁系统仿真建模的一般方法,解决了建模过程中励磁调节器输入输出接口参数的计算和励磁系统... 励磁系统精确建模是核电并网稳定计算分析的基础,针对MEC7000励磁系统建模工作在国内外鲜有报道的情况,通过现场实测和BPA仿真,提出了MEC7000励磁系统仿真建模的一般方法,解决了建模过程中励磁调节器输入输出接口参数的计算和励磁系统实测模型向BPA仿真模型的转换过程等关键问题,以此最终完成了国内首台MEC7000励磁系统的仿真建模工作。最后将建立的仿真模型进行空载小扰动校核,结果表明所建立的仿真模型能正确反映MEC7000励磁系统的实际特性,建模的精度可满足核电机组并网稳定计算的要求。 展开更多
关键词 核电机组 MEC7000 励磁系统建模 BPA仿真 并网稳定计算
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核电厂中央冷冻水系统仿真建模分析 被引量:1
8
作者 王柳鉴 林萌 王旭 《计算机仿真》 北大核心 2022年第11期110-113,共4页
针对核电厂中央冷冻水系统缺少整体系统仿真建模和冷水机组与供水管线故障工况定量研究的问题,利用COSINE平台对中央冷冻水系统进行了整体建模,将系统稳态仿真结果与设计数据进行分析对比,验证了模型的可靠性;并模拟了系统在四种单一故... 针对核电厂中央冷冻水系统缺少整体系统仿真建模和冷水机组与供水管线故障工况定量研究的问题,利用COSINE平台对中央冷冻水系统进行了整体建模,将系统稳态仿真结果与设计数据进行分析对比,验证了模型的可靠性;并模拟了系统在四种单一故障工况下的运行情况,对系统故障工况的影响进行了定量分析。结果表明,中央冷冻水系统对核电厂的冷却系统稳定运行有着重要作用。 展开更多
关键词 核电厂 中央冷冻水系统 建模与仿真
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核电厂电气系统自动建模数字化设计
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作者 张立群 刘问杰 曹惺笛 《自动化仪表》 CAS 2023年第S01期353-356,360,共5页
核电厂数字化设计转型要求打通仿真平台与电气专业设计平台之间的数据接口,实现电气系统建模数据一致性和敏捷开发的目标。因此,有必要将数据接口设计成计算机能够自动识别的结构化形式。结合核电厂电气仿真模型的网络拓扑特征、负载特... 核电厂数字化设计转型要求打通仿真平台与电气专业设计平台之间的数据接口,实现电气系统建模数据一致性和敏捷开发的目标。因此,有必要将数据接口设计成计算机能够自动识别的结构化形式。结合核电厂电气仿真模型的网络拓扑特征、负载特征和潮流计算功能,全面梳理了某三代核电厂的电气设计图纸,对电气建模数据接口进行了数字化设计。提出了基于结构化数据接口的电气自动建模方案。与传统电气建模方案进行了对比分析。分析结果表明,该方案可显著提升仿真平台与电气设计平台之间的一致性,为实现设计方案的快速验证和设计模型的数字化交付奠定了基础。 展开更多
关键词 核电厂 数字化设计 仿真平台 电气系统 数据接口 自动建模
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AP1000地震监测系统通道不确定度计算
10
作者 吴雄伟 韩瑞 《化工自动化及仪表》 CAS 2018年第5期393-395,共3页
根据防城港AP1000地震监测系统的系统结构进行系统建模,结合核电厂厂区环境资料,计算系统各组件的不确定度,并给出系统合成不确定度计算结果,该分析结果可作为地震监测系统整定值设定的重要依据。
关键词 数据采集 核电站 地震监测系统 不确定度 建模 环境资料
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基于MBSE的核电厂仪控系统设计方法研究 被引量:3
11
作者 周彧 杜德君 +1 位作者 姜明月 刘颖 《自动化仪表》 CAS 2023年第S01期154-157,共4页
核电厂仪控系统作为大型的复杂系统,其运行场景繁多、逻辑功能和接口关系复杂。以往基于文档的仪控系统设计存在诸多弊端,需通过大量的时间和人力来保证方案的整体性和完整性。通过对核电厂仪控系统设计现有业务流程的研究,结合基于模... 核电厂仪控系统作为大型的复杂系统,其运行场景繁多、逻辑功能和接口关系复杂。以往基于文档的仪控系统设计存在诸多弊端,需通过大量的时间和人力来保证方案的整体性和完整性。通过对核电厂仪控系统设计现有业务流程的研究,结合基于模型的系统工程(MBSE)方法的特点,应用正向设计的逻辑,提出了一种基于MBSE的仪控系统设计方法。该方法描述了核电厂仪控系统的MBSE模型框架,将仪控系统模型分为两层模型架构,即仪控系统总体设计模型和仪控子系统设计模型。各层模型均按照MBSE方法的运行分析、系统分析、逻辑架构设计和物理架构设计的层级进行建模。两层模型之间相互关联。对各层级建模的主要分析和设计要点进行了研究,形成了完整的仪控系统设计模型建模方案。该方案能够指导核电厂仪控系统设计,实现从设计需求到设计实现的完整性。 展开更多
关键词 核电厂 仪控系统 系统设计 系统工程 基于模型的系统工程 建模框架
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基于APROS的核动力系统建模与仿真研究 被引量:3
12
作者 田培妤 李毅 +1 位作者 梁铁波 王昌朔 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第4期154-161,共8页
本研究基于仿真软件APROS对两环路核动力系统的一、二回路耦合系统建立了仿真模型,并对此模型进行了功率运行稳态工况和线性变负荷动态工况仿真模拟。结果表明,模型仿真结果的最大稳态相对误差小于5%,与设计值符合较好;动态仿真趋势与... 本研究基于仿真软件APROS对两环路核动力系统的一、二回路耦合系统建立了仿真模型,并对此模型进行了功率运行稳态工况和线性变负荷动态工况仿真模拟。结果表明,模型仿真结果的最大稳态相对误差小于5%,与设计值符合较好;动态仿真趋势与热工水力计算程序RELAP5仿真趋势基本一致,验证了模型的有效性。因此,该核动力系统一、二回路匹配性良好,且本文所建立的系统模型能够较准确地模拟核动力系统的运行。 展开更多
关键词 两环路核动力系统 一回路系统 二回路系统 APROS 建模 仿真
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核电厂运行机组安全管理体系解释结构模型 被引量:3
13
作者 隋阳 丁睿 王汉青 《南华大学学报(自然科学版)》 2017年第2期1-7,共7页
应用核电厂运行机组安全管理体系研究已取得的成果,建立了包含16项基本要素的核电厂运行机组安全管理体系;随后应用基于粗糙集的属性约简法将核电厂运行机组安全管理体系的16项基本要素约简至13项核心要素;再应用解释结构模型法,建立了... 应用核电厂运行机组安全管理体系研究已取得的成果,建立了包含16项基本要素的核电厂运行机组安全管理体系;随后应用基于粗糙集的属性约简法将核电厂运行机组安全管理体系的16项基本要素约简至13项核心要素;再应用解释结构模型法,建立了核电厂运行机组安全管理体系多级递阶解释结构模型,确定了核电厂运行机组安全管理体系各核心要素的相互作用关系,为核电厂运行机组安全的动态管理提供了路线图. 展开更多
关键词 核电厂运行机组 安全管理体系 解释结构模型 动态管理 路线图
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Automatic Modeling of Fault Tree for NuIEEE Transactions on Power Electronics,Clear Power Safety I&C Configuration
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作者 Shan Leng Bo Zhang +2 位作者 Wei Sun Zhiwu Guo Yichen Hao 《Energy and Power Engineering》 2013年第4期269-273,共5页
The automatic modeling of fault tree for nuclear power safety I&C configuration is designed to meet the requirements of reducing the workload and improving the traceability during the nuclear power safety I&C ... The automatic modeling of fault tree for nuclear power safety I&C configuration is designed to meet the requirements of reducing the workload and improving the traceability during the nuclear power safety I&C system reliability assessment work. To complete the fault tree automatic modeling, the Visio Automation software technology is used to analyze the topology of the nuclear power safety I&C system hardware device and software function. The good result in practical implementations shows that the nuclear power safety I&C system fault tree modeling work is successfully simplified. 展开更多
关键词 nuclear power Safety I&C system VISIO Automation AUTOMATIC modeling
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