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基于微机的核供热堆模拟器PCNHR1.0的软件系统研究
引用本文:陆冬森,张作义,时振刚,刘杰,陈晓明. 基于微机的核供热堆模拟器PCNHR1.0的软件系统研究[J]. 核动力工程, 2000, 21(4): 372-377
作者姓名:陆冬森  张作义  时振刚  刘杰  陈晓明
作者单位:清华大学核能技术设计研究院,北京
基金项目:国际原子能机构(IAEA)支持项目
摘    要:为了使更多的技术人员形象地了解低温堆供热站的原理,在国际原子能机构的支持下,清华大学核能技术设计研究院研究开发了基于微机的200MW低温核供热堆模拟器。它采用两回路、一维漂移流热工水力学模型,点中子堆物理以及控制系统模型,能对核供热堆稳态运行、瞬态过程和事故进行仿真,仿真精度接近系统分析结果。在奔腾或以上的微机上,WINDOWS95/98/NT操作系统下,能对过程进行实时仿真,而且大多数过程能达到

关 键 词:核供热堆 混合语言编程 模拟器 软件系统

Study on Software System of PC-Based Simulator(PCNHR)for 200MW Nuclear Heating Reactor
Lu Dongsen, Zhang Zuoyi, Shi Zhengang, Liu Jie, Chen Xiaoming. Study on Software System of PC-Based Simulator(PCNHR)for 200MW Nuclear Heating Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2000, 21(4): 372-377
Authors:Lu Dongsen   Zhang Zuoyi   Shi Zhengang   Liu Jie   Chen Xiaoming
Abstract:
Keywords:Nuclear Heating Reactor  Simulation  Mixed-language programming  Process communication  Process control  
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