基于Simulink的变频电动机仿真

基于三相感应电机的d-q模型,应用Simulink仿真软件,建立了变频电机的仿真模型。并应用该模型对变频电机的空载和给定负载突变的运行方式进行仿真分析,仿真结果验证了所建立模型的有效性。     

船舶核动力装置人机系统设计研究

船舶核动力装置是一个复杂的人机系统，人的因素往往成为诱发核事故的主要原因。从系统工程的观点出发，全面研究核动力装置中人－机－环境三者之间相互关系的规律，在核动力装置总体设计中考虑人机匹配、改善人机关系，是降低人为因素引发核事故的可能性和提高动力装置运行安全性的有效途径。本文初步探讨了船舶核动力装置人机系统设计的基本原则。     

环隙窄缝通道管间脉动不稳定性分析

针对套管式直流蒸汽发生器传热管环隙窄缝通道的流动,利用RELAP5/MOD3.4程序进行计算分析,讨论了节点数目和并行通道根数对流动不稳定起始点的影响。结果表明：在利用程序进行计算前需对所分析问题的节点数目进行优化选取。根据优化结果,分析了套管式直流蒸汽发生器平行通道的流动不稳定性,得出了进出口节流、进口欠热度、系统压力、进出口段长度、不均匀节流、不均匀加热等因素对环隙窄缝多通道流动不稳定性的影响。     

多堆核动力装置控制策略仿真研究

为保证多堆核动力装置电站系统的协调运行并且能满足方便机组负荷调整,对多核动力装置电站运行控制问题进行仿真研究。根据多堆核动力装置运行目标,讨论多堆核动力装置电站运行控制,提出＂平均分配负荷＂和＂反应堆冷却剂平均温度恒定＂的控制方案,设计相应的控制器,建立基于机理的多堆核动力装置仿真模型。利用建立的模型对提出的多堆核动力装置控制策略进行了验证,对电站进行快速升功率和降功率运行过程进行了模拟和测试。仿真结果表明：该控制策略合理可行,控制方案和控制器能满足对电站运行控制的要求。     

边界体素处理方式对层析γ扫描技术的透射重建质量的影响

用层析γ扫描技术(TGS)对废物桶进行透射重建时,通常将桶边界处的不规则体素近似为规则的立方体体素。为探究边界体素处理方式对透射重建质量的影响,采用代数重建算法(ART)和极大似然期望最大化算法(MLEM),用MCNP程序分别模拟计算将边界体素分别视为不规则体素和规则体素的两种处理方式对透射重建质量的影响。计算结果表明:将不规则的桶边界体素近似为规则的立方体体素会使透射重建所得线性衰减系数出现较大误差,应采用实际的不规则桶边界体素方式进行透射重建,且相对于ART算法,MLEM算法更适合作为TGS技术的透射重建算法。     

基于RELAP5的两管平行通道流动不稳定性研究

利用RELAP5程序对垂直并联管中汽液两相流不稳定性实验装置进行了模拟,并与实验工况进行比较,结果表明：RELAP5程序的非平衡态两流体模型的计算结果与实验数据符合较好。并在此基础上研究了主要运行参数对两管平行通道管间脉动流动不稳定性的影响。结果表明：入口欠热度对管间脉动的影响并非线性关系;系统压力的增加可提高系统的稳定性并减小管间脉动的振幅;进口节流增加,系统的稳定性明显提高;入口不均匀节流时两管总的极限热负荷升高;不均匀加热时两管总的极限热负荷降低。     

IPWRs非能动余热排出系统运行特性分析

由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。     

基于灰色理论的人机界面主观评价方法

主观评价是衡量和改进人机界面可用性的重要依据之一.目前,主观评价的理论和方法尚处于探讨之中.根据人类思维具有““灰性““的特点,提出了基于灰色系统理论的主观评价方法.通过建立可以描述的表征信息,将影响人机界面主观评价的未知或非确知因素转化为具体的、可以描述的评价指标,从而使复杂的主观评价问题得以解决.     

核设施退役虚拟仿真系统框架研究

退役核设施具有放射性,其退役过程危险且复杂,基于虚拟现实等技术的退役虚拟仿真系统可为退役工程提供辅助工具。本文在分析国内外研究成果的基础上,结合一专项退役工程的需求提出了该虚拟仿真系统的功能模块组成。基于软件开发技术进一步给出了系统的框架结构,并对各模块实现的相应技术进行了分析和探讨。分析中结合了计算机软硬件技术的最新研究成果,对退役中的切割、爆破、流体及放射性等的仿真技术进行了探讨。分析表明,基于普通个人计算机也可实现退役过程的全面虚拟仿真。经专家论证本方案具有可行性。     

核电厂智能操纵员支持系统的设计与开发

为了减轻核电厂操纵员在处理异常或事故工况时的工作压力和心理负担,以避免误判或误操作,本研究针对核电厂反应堆一回路系统及其关键辅助系统设计并开发了一套集数据采集与存储、在线监测、故障检测与诊断、关键参数趋势预测等功能于一体的核电厂智能操纵员支持系统（NPPIOSS）,仿真验证结果表明NPPIOSS能够准确检测并识别核电厂的典型故障,从而帮助操纵员准确判断核电厂状态,以减少人因失误。因此,NPPIOSS能够在核电厂故障后辅助操纵员进行后续的决策处理,达到提高核电厂运行安全性的目的。