用混合语言编程技术开发实时仿真软件

对Ｖｉｓｕａｌ Ｃ＋＋和 Ｗｉｓｕａｌ Ｆｏｒｔｒａｎ的混合编程进行了研究。设计开发了一种基于微机的实时仿真软件,在该软件环境下移植了某核电站全范围模拟机的部分数学模型,并对该核电堆芯模型及其控制系统进行了仿真实验。结果证明,利用混合语言编程技术开发的该实时仿真软件,对建立仿真算法、仿真模型以及进行实时仿真调试是很方便的,具有较高的应用价值。     

CMT补水系统的双罐体四区非平衡建模与仿真

AP1000核电系统属于第3代核电堆型,在我国核电发展中有望成为主力堆型.该堆型采用了非能动式堆芯冷却系统,全压补水箱(CMT)是其主要设备之一.针对全压补水箱补水系统的数学建模与数值模拟,能够对其可靠性进行验证,亦能够对正常及事故工况下全压堆芯补水系统的瞬态响应特性作出预测与评价.基于简化的全压堆芯补水箱补水系统,建立了双罐体4区非平衡模型,并运用Simulink动态仿真的方法进行数值模拟,得到了系统内压力、液位等主要参数随时间的变化情况.仿真结果与文献中类似模型的试验、仿真结果参数变化规律一致,能够为CMT补水系统瞬态分析提供理论依据.     

江苏晨光数控机床有限公司部分前沿技术开发项目简介

<正>核电用堆内构件的加工设备与软件开发项目一、项目背景加快核电建设国产化进程和实现可持续能源发展战略是《国家中长期科学与技术发展规划纲要(2006~2020)》中提出的16个国家科技重大专项之一。2008年2月15日,国务院常务会议审议通过了高温气冷堆核电站重大专项总体实施方案。作为高温气冷堆核电站的核心部件,反应堆堆芯部分的制造与安装被提上日程。高温气冷堆堆芯是主要由炭堆     

精细化中子输运计算程序HNET动力学计算初步验证

针对精细化瞬态中子输运计算的高耗时问题,本文开展了瞬态中子输运计算方法研究及程序开发.基于二维/一维方法开发了三维全堆芯一步法精细化中子输运计算程序,着重开展了时空中子动力学的算法研究及程序模块开发.针对三维瞬态输运问题,将其转化为二维与一维的瞬态固定源问题,分别采用特征线法与节块展开法进行求解,同时,采用两级基于广义等价理论的粗网有限差分方法作为三维计算框架并加速全局的迭代收敛.最后,采用C5G7-TD非均匀瞬态基准题对该程序的中子动力学模块开展计算精度方面的验证,并与国际知名高保真中子学程序进行对比分析.结果表明:自主开发的时空动力学模块计算精度高,能够满足三维高保真瞬态中子输运计算的需求.     

核电领域水下异物打捞机器人

中国科学院光电技术研究所自主研发的首台“水下异物打捞机器人”，主要用于对核电站反应堆堆芯上下部堆内构件吊出和回装堆芯时，进行水下监视观察及对落入的异物进行打捞，目前已交付大亚湾核电站使用。     

7R六杆Ⅲ级机构的MATLAB动力学仿真

用复数推导了曲柄、6RⅢ级杆组的动力学数学模型,并将其转化为适用于MATLAB仿真的矩阵数学模型,以该矩阵数学模型编制了相应的M函数仿真模块,对给定的7 R六杆Ⅲ级机构为例说明如何使用这二个仿真模块建立MATLAB仿真模型,并对其仿真结果的正确性加以分析.其主要目的是以组成机构的杆组为仿真模块,搭建各种平面连杆机构MATLAB仿真模型,可以对各种低副机构进行动力学仿真和分析.     

AMT车辆动力学模型的快速建立与仿真

为了减少车辆控制系统的开发时间,利用Matlab/Simdriveline中的动力传动系统模块快速建立了汽车动力学模型。采用经过插值的发动机实验数据建立了发动机模型,改进了软件中发动机模型的不足,并在建立的动力学模型基础上进行了AMT离合器起步结合控制仿真。仿真结果表明:AMT车辆在已制定的控制策略下能顺利起步,所建立的动力学模型能准确反映车辆动力学特性,有效提高了汽车控制系统的设计效率。     

面向牵引力控制系统的AMESim与MATLAB联合仿真平台

基于MATLAB和AMESim软件建立了面向TCS的联合仿真平台。采用MATLAB建立了四驱汽车动力学仿真模型和控制模块,采用AMESim液压元件库建立了车辆液压制动系统的动态响应模型,通过AMESim专用接口模块和MATLAB S函数实现了两者间的数据交换,构建成联合仿真平台。采用试验研究方法修正了液压制动系统模型,并进行了典型工况TCS仿真,获得了可面向TCS开发的实用联合仿真平台。     

关联产业间技术溢出的系统动力模型研究

针对关联产业问技术溢出的特点及系统动力学模拟该过程的优点,将系统动力学模型引入到技术溢出过程模拟中.利用一阶时滞微分方程对各个因素模块建立仿真模型,将人才、资金和技术模块建立流图并有效融合,系统地建立产业间技术溢出的总系统模型,并对该定量模型的初值进行讨论,正确赋值.以长三角地区为对象,对该系统动力学模型进行应用研究,...     

四新荟萃

300MW核电反应堆堆内构件 堆内构件是核电站主要设备之一,它的主要功能是支承和定位核燃料组件,构成合适的冷却剂流通,为控制棒提供导向以控制电站运行功率和停准,固定和导向堆内中子通量和温度测量,在失水事故下确保控制棒快速下插和堆芯应急冷却,为束棒控制组件提供导向。由上海第一机床厂、上海核工程研究设计院、上海锅炉厂联合试制的300MW堆内构件是我国自行设计的第一座核电站秦山核电站关键设备之一,由于堆内构件的功能和性能要求,是国际上公认的技术要求高制造难度大的关键设备,其结构复杂(重78吨,零件为15056个),在研制过程中开展了55项工艺试验和14项工艺评定,堆内构件的研制成功属国内首创,其制造技术水平属国际80年代,其中堆芯板等超过日本、法国同类水平。