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11.
以福清一期核电站反应堆为研究对象,应用REMARK程序对反应堆堆芯物理进行仿真,应用THEATRe程序对压力容器内的热工水力过程进行仿真模拟,应用COBRAIIIC程序对堆芯子通道热工水力进行仿真计算,然后将三种仿真程序在GSE公司的SimExec实时仿真平台进行耦合。COBRAIIIC程序为子通道分析程序,能够对堆芯部分进行精细的计算,且其计算速度较快,将其移植到SimExec仿真平台上,也可以实现实时仿真计算。实际计算验证,该耦合仿真程序能够准确计算堆芯状态参数,并且在个人计算机上可以达到仿真计算效果,最多可以加速5倍运行。 相似文献
12.
一体化压水堆系统使用直流蒸汽发生器,通常具有强烈的耦合特性和复杂的非线性,强迫循环转自然循环过程引入大的冷却剂平均温度设定值变化不利于系统控制和反应堆安全。针对以上问题,本文提出一种先进的协调控制策略来实现强迫循环转自然循环过程的自动控制,并改善其动态特性。依据模糊逻辑理论,采用协调控制器协调2种底层控制器,分别为模糊控制器和PID控制器,实现反应堆功率控制系统、稳压器压力控制系统和给水控制系统的协调控制。针对强迫循环转自然循环的过渡工况,将常规PID控制策略作为协调控制策略的对比方案。仿真结果表明:本文所提出的协调控制策略优于常规PID控制策略,能够更快速、平稳地实现强迫循环到自然循环的工况转换,有利于提高核动力装置的机动性和灵活性。 相似文献
13.
船用压水堆核动力装置双恒定运行方案下的冷却剂流量调节方案 总被引:2,自引:2,他引:0
船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案,蒸汽发生器一次侧冷却剂流量必须随着装置负荷按照一定规律而变化。本文对冷却剂流量调节的几种方案进行分析和比较,指出最为理想的调节方式是采用主泵变频调速。 相似文献
14.
船用核蒸汽发生装置稳态运行特性研究 总被引:3,自引:3,他引:0
对于船用压水堆核动力装置,在保持一回路冷却剂平均温度恒定的基础上,使蒸汽发生器一次侧冷却剂流量随传负荷变化,有可能实现蒸汽发生器运行压力恒定。本文探讨了冷却剂流量变化对蒸汽发生器传热特性的影响,讨论了实现双恒定运行方式所存在的几个问题。 相似文献
15.
双恒定运行方式下船用压水堆的稳态热工安全分析 总被引:1,自引:2,他引:1
船用核动力装置采用双恒定运行方式,能够有效改善装置的运行特性,本文采用单通道模型,对某型核动力装置在双恒定运行方式下的反应堆稳态热工水力特性进行了分析。计算结果表明,研究对象采用双恒定运行方式,其反应堆能够满足热工安全准则的要求。 相似文献
16.
彭敏俊 《哈尔滨工程大学学报》2005,26(6):717-721,831
船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案,在稳态功率变化时必须保持冷却剂平均温度和蒸汽压力都恒定,因而控制策略较为复杂、文章以假想船用核动力装置为例,探讨了双恒定运行方案的基本控制策略,并采用RETRAN-02程序分别对主机快速升负荷、主机甩负荷和主机全速正倒车等工况下核蒸汽供应系统的热工水力瞬态过程进行分析.计算结果表明,装置负荷在20%~100%额定满功率范围内变化时,控制策略能够维持冷却剂平均温度和蒸汽压力的恒定,并满足反应堆热工安全性的要求. 相似文献
17.
18.
非能动余热排出系统依靠本身的自然循环特性,应能够在较长时间内提供对堆芯的冷却,保证反应堆的安全。提出一种非能动空气冷却余热排出系统(PRHRS)方案,利用应急冷却水箱作为中间缓冲设备,既可以满足事故初期快速冷却的要求,又能保证非能动余热排出系统在相当长一段时间内的可靠运行。基于自然循环系统特性对所设计的PRHRS系统进行设计计算,并使用RELAP5程序对全厂断电事故下反应堆停堆后PRHRS投入运行的过程进行仿真,以验证设计的合理性。反应堆热工水力动态特性的结果表明,该系统可通过自然循环排出堆芯余热,保证堆芯安全。 相似文献
19.
20.