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文献类型

  • 4篇中文期刊文章

领域

  • 4篇核科学技术

主题

  • 2篇HTR-PM
  • 1篇设计基准事故
  • 1篇事故分析
  • 1篇停堆
  • 1篇气冷堆
  • 1篇流量控制
  • 1篇钠冷快堆
  • 1篇控制研究
  • 1篇快堆
  • 1篇建模仿真
  • 1篇仿真
  • 1篇高温气冷堆
  • 1篇HTGR
  • 1篇MATLAB

机构

  • 3篇中华人民共和...
  • 2篇清华大学
  • 1篇中国原子能科...

作者

  • 4篇高强
  • 2篇马远乐
  • 2篇周志伟
  • 2篇周杨平
  • 2篇李茂林
  • 1篇熊文彬
  • 1篇冯进军
  • 1篇李富
  • 1篇眭喆
  • 1篇刘运陶
  • 1篇段天英
  • 1篇陈召林
  • 1篇睢喆
  • 1篇姚远
  • 1篇周克峰

传媒

  • 2篇原子能科学技...
  • 1篇核动力工程
  • 1篇核安全

年份

  • 2篇2013
  • 2篇2012
4 条 记 录,以下是 1-4
排序方式:
基于THERMIX/BLAST和vPower平台的HTR-PM工程模拟机开发被引量:4
2012年
模块式高温气冷堆示范电站(HTR-PM)在山东荣成石岛湾开始兴建,本文通过将THERMIX/BLAST程序嵌入至vPower仿真平台,开发了HTR-PM工程模拟机。其中两个嵌入vPower仿真平台的THERMIX/BLAST程序模块分别模拟2个由堆芯、一回路和蒸汽发生器组成的蒸汽供应系统模块,与利用vPower仿真平台建立的汽轮发电机系统模块相连接,在平台上实现了数据的管理及人机界面。该工程模拟机可用于模拟和分析HTR-PM的稳态工况、瞬态事故工况。
高强周杨平周志伟睢喆马远乐李富
关键词:HTR-PM
钠冷快堆中间回路建模仿真及流量控制研究被引量:2
2013年
针对钠冷快堆中间回路泵、管道、换热器等,采用Matlab/Simulink软件建立了一种仿真模型,对回路的流量和管道换热进行了计算。根据相似理论、泵水力特性曲线及回路压力损失等计算流量。编制了SFAC V1.0程序,该程序的计算结果与实验值符合较好,最大相对误差为5%。将管道划分为不同节段,在各节段上建立能量守恒微分方程组,从而建立了管道换热计算的模型。同时,对钠流量的控制方式进行了设计和改进,对控制参数进行了整定,并对流量需求进行了计算。计算结果表明,该控制方式的控制品质较高。
张厚明姚远段天英李茂林熊文彬高强
关键词:钠冷快堆仿真MATLAB流量控制
MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展被引量:5
2013年
MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆(HTGR)事故分析中的计算流程。
周克峰陈召林冯进军高强李茂林刘运陶
关键词:高温气冷堆
基于THERMIX/BLAST和vPower平台的HTR-PM启停堆过程仿真分析被引量:2
2012年
将THERMIX/BLAST程序嵌入至vPower仿真平台,开发球床模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)工程模拟机。在该工程模拟机上进行双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的模拟仿真,分析2种工况中反应堆功率、氦气流量、蒸汽发生器出入口参数及汽轮机入口蒸汽参数等关键参数的变化趋势,总结双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的运行特点。结果表明,2个反应堆在运行过程中互相影响,二回路参数变化是2个反应堆耦合的结果。
高强周志伟周杨平眭喆马远乐
关键词:HTR-PM停堆
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