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1.
蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。  相似文献   
2.
为提高核反应堆运行的负荷跟随能力,设计了基于T-S模糊模型的包含模糊状态观测器的积分控制系统。该方法将非线性的点堆动力学方程在一些选定工况点进行线性化,采用并行分布补偿(PDC)方法,设计模糊积分控制器和模糊状态观测器,以相对于额定功率平衡状态的相对中子密度为前件变量,构造T-S模糊控制系统。引入模糊状态观测器,成功解决了部分状态变量不能测量的困难。使用线性矩阵不等式(LMI)方法进行稳定性分析,保证了此控制系统的大范围稳定性。仿真结果验证了这种控制系统能在大范围运行工况下工作良好。  相似文献   
3.
阐述了田湾核电站核废物库21UKT吊车自动化改造工程中高精度自动定位的技术实现,包括控制系统的硬件配置和软件配置、控制逻辑、程序结构以及变频调速函数曲线,并给出了现场检测结果。  相似文献   
4.
PLC接收模拟量输入信号的通用计算表达式   总被引:1,自引:0,他引:1  
本文针对PLC接收模拟量输入信号量值转换的计算问题,推导出PLC模拟量输入模块的模拟值与传感器测量物理量之间关系的通用计算表达式,并就具体实例情况进行了演绎。笔者得出的通用计算表达式,对于使用PLC处理模拟量的量值转换计算,对教学具有指导意义。  相似文献   
5.
为了对核反应堆功率进行实时控制,以适应电网负荷的变化需求,基于T-S模糊模型设计了核反应堆功率模糊鲁棒控制器。首先使用状态反馈设计了局部控制器,然后应用并行补偿方法设计全局控制器。线性矩阵不等式的求解证明所设计的控制器是稳定的。仿真结果表明,对于3种典型工况变化,所设计的控制器对反应堆的功率变化能进行很好的控制。  相似文献   
6.
本文从日常生活、学习和工作中常遇到的一些现象总结出"加/正"思维的概念,并利用此概念,通过两个例题讨论了重力场中静止流体压力问题的求解过程。分析结果表明,采用"加/正"思维的解题方法,思路清晰,步骤明确,有利于提高学习效率。  相似文献   
7.
多Agent倒立摆模糊控制系统   总被引:3,自引:0,他引:3  
为了提高模糊控制系统的智能性,将Agent技术与模糊控制理论相结合,设计了一种基于多Agent的倒立摆模糊控制系统.根据多Agent系统(MAS)的设计原则,将倒立摆系统分解为3个Agent,通过建立3者之间的协商策略,使各Agent间相互协作,完成了单个Agent所无法完成的预定任务.对倒立摆控制系统的仿真验证了Agent技术与模糊控制理论结合的可行性和有效性.  相似文献   
8.
本文提出了一种新型的反馈控制--状态微分反馈控制,并用于设计负荷跟随运行模式下的反应堆控制系统。设计过程依赖于控制棒位置的积分控制和控制棒速度的状态微分反馈控制两种控制系统之间的等价性,这一关系被证明并总结为定理。数值仿真结果表明,所设计的反应堆功率的状态微分反馈控制系统具有很好的负荷跟随模式性能。  相似文献   
9.
针对核电厂主给水泵组的运行现状,基于GO法分析核电站主给水泵系统可靠性。首先对整个系统进行故障分析,做出必要的假设与合理的简化并建立相应的GO模型。运用GO分析法对建立的模型进行可靠性分析,得出可靠性结果。最后对得到的可靠性指标与故障树法的计算结果进行评价比较。证明了GO法应用在主给水泵组的可靠性分析的有效性。  相似文献   
10.
单元机组的T-S模糊协调控制系统及其LMI分析   总被引:4,自引:6,他引:4  
针对多输入多输出非线性锅炉-汽机系统在大范围运行工况下参数发生,变化的情况,设计了基于渐近跟踪控制的T—S模糊控制系统。该方法把非线性系统在一些选定工况点进行线性化,针对每一个线性化模型设计了局部渐近跟踪控制器。在此基础上,以汽包压力为前件,局部渐近跟踪控制器为后件,构造T—S模糊控制系统。采用线性矩阵不等式(LMI)方法进行了稳定性分析,保证了此控制系统的大范围稳定性。仿真结果验证了这种控制系统能够在大范围运行工况下工作良好。  相似文献   
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