《核反應堆分布參數系統控制問題研究》是依託西安交通大學,由宋德功擔任項目負責人的青年科學基金項目。
基本介紹
- 中文名:核反應堆分布參數系統控制問題研究
- 項目類別:青年科學基金項目
- 項目負責人:宋德功
- 依託單位:西安交通大學
- 批准號:19401026
- 申請代碼:A0601
- 負責人職稱:副教授
- 研究期限:1995-01-01 至 1997-12-31
- 支持經費:2.7(萬元)
《核反應堆分布參數系統控制問題研究》是依託西安交通大學,由宋德功擔任項目負責人的青年科學基金項目。
《核反應堆分布參數系統控制問題研究》是依託西安交通大學,由宋德功擔任項目負責人的青年科學基金項目。中文摘要本項目利用泛函分析理論(主要是運算元的譜理論和運算元半群理論)和現代控制理論較系統地研究了核反應堆動力學中提出的分布參...
在現代核電廠核設計中,通常採用常軸向偏移控制法對反應堆功率分布進行控制。通過負荷眼蹤計算,確定軸向偏移目標值和運行帶,控制棒咬量位置,調節頻寬度和提插速率等設計參數,以保證反應堆具有儘可能大的功率輸出能力和機動性。此外,還...
6.1.2 壓水堆核電廠的控制系統 6.1.3 核反應堆自穩自調特性 6.2 壓水堆功率分布控制 6.2.1 軸向功率分布的描述 6.2.2 限制功率分布的有關準則 6.2.3 保護梯形與運行梯形 6.2.4 模式A運行梯形 6.2.5 模式G運行...
由於核反應堆自身特點和嚴格的安全要求,使核反應堆功率控制技術遠遠落後於現代控制技術。我國正在運行的核電站反應堆,大多數還採用模擬技術來實現其功率控制,少部分反應堆雖然採用的是PLC或DCS控制系統,但也存在一些固有的缺點或問題,...
核反應堆控制系統 核反應堆控制系統(reactor control system)是1996年公布的航海科學技術名詞。公布時間 1996年經全國科學技術名詞審定委員會審定發布。出處 《航海科技名詞》
反應堆功率自動調節裝置的主要功能是在核動力裝置正常運行期間實現反應堆功率的自動控制,即反應堆功率控制的自動控制器。反應堆功率自動調節系統的工作狀況,直接影響著整個核動力系統的安全運行和能否快速有效地滿足負荷的需求。設備功能 反應...
核反應堆,又稱為原子能反應堆或反應堆,是能維持可控自持鏈式核裂變反應,以實現核能利用的裝置。核反應堆通過合理布置核燃料,使得在無需補加中子源的條件下能在其中發生自持鏈式核裂變過程。嚴格來說,反應堆這一術語應覆蓋裂變堆、...
核反應堆系統設計技術國家級重點實驗室是我國唯一專門從事反應堆系統設計技術研究的實驗室,其研究方向包括堆芯設計技術、反應堆結構與系統設計技術、核動力裝置控制技術、核安全技術。簡介 核反應堆系統設計技術國家級重點實驗室依託:中國核...
2021年11月,《反應堆控制棒控制系統》獲得第八屆廣東專利獎金獎。(概述圖為《反應堆控制棒控制系統》摘要附圖)專利背景 在核電站啟堆、功率轉換和停堆過程中,通過控制控制棒的提升、插入和保持運動,從而控制反應堆的反應性,保證...
反應性隨時間的變化。 核燃料同位素成分的變化和燃耗;裂變產物同位素的生成與消耗;反應堆啟動和停堆後氙中毒和釤中毒隨時間的變化;反應性隨時間的變化;堆芯壽期、燃耗深度以及核燃料的轉換和循環等問題。溫度效應與反應性控制。溫度...
1.4核反應堆中子輸運問題的套用實例 1.4.1物理系統的概念建模 1.4.2概念模型的數學建模 1.4.3數學模型的離散化及算法選擇 1.4.4編程仿真及數值結果評估與分析 1.5不確定性分析的必要性 1.5.1建模與仿真過程中不...
本研究把柵格參數問題歸結為多目標最最佳化問題,利用兩級最佳化方法,先求單目標最佳化問題,再利用協調算法,求得多目標問題的最優解。把不同濃度燃料和可燃毒物布置問題,利用最優控制理論中的極大值原理,歸結為Bang-Bang控制問題,求得堆...
然而,讓人感到困惑不解的是,奧克洛“核反應堆”鏈式裂變並未出現失控的痕跡,否則將導致礦脈被破壞,甚至發生爆炸。一切都似乎是井然有序的。在現代的核工廠,人們利用緩和劑來控制核反應速度,緩和劑可以吸收一些裂變的中子,使鏈式裂變...
一、壓水堆系統的部件劃分 二、壓力容器內的節段劃分 三、穩態和瞬態計算結果的分析 第五節 反應堆機率安全評價方法 一、機率安全評價的基本方法 二、主要研究成果及方法的局限性 參考文獻 附錄A ASME規範中的一些規定 附錄B 彈性力學...
像核反應堆這種對象,由於其自身的複雜性,需要適當簡化以利於仿真計算和設計分析。簡化模型的有效性範圍決定了仿真計算的真實性程度,這是核反應堆控制系統設計中必須要注意的問題。對模型處理不當,會帶來不可接受的虛假成分。控制系統...
快堆堆芯小,功率密度大,熱堆中使用的冷卻劑——水已不能適應其快速換熱、載熱的要求,液態金屬鈉以其優良的熱工特性成為快堆的冷卻劑。但它在解決快堆冷卻問題的同時,也帶來了新問題,快堆熱工特性對儀表控制系統設計具有較大影響。1...
完成了大量二代核電站反應堆技術及工程的熱工水力系統、控制系統、設計基準事故以及嚴重事故安全分析等相關研究;開展了針對三代核電站反應堆AP1000及EPR的相關研究工作,為三代核電技術的自主化提供強有力的支持;同時也進行了四代核電站...