论文部分内容阅读
本文是对我所自行研制的压水堆核电站堆芯物理实时动态仿真系统(SIMCORE)的介绍.包括该仿真系统的数学模型,仿真范围,程序计算流程和接口.该系统已在秦山一期,秦山二期核电站,大亚湾核电站,岭澳核电站和田湾核电站的堆芯仿真中得到了应用及验证,其运算结果是令人满意的.
堆芯物理实时动态仿真系统
【摘 要】
：
本文是对我所自行研制的压水堆核电站堆芯物理实时动态仿真系统(SIMCORE)的介绍.包括该仿真系统的数学模型,仿真范围,程序计算流程和接口.该系统已在秦山一期,秦山二期核
【机 构】
：
核动力运行研究所,武汉,430074
【出 处】
：
中国核学会计算物理学会第十届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2004年反应堆物理会议
【发表日期】
：
2004年期
其他文献
患者,男,27岁,因反复右下肢肿痛2月余于2020年6月22日入住我科.患者2月余前于当地医院行右下肢大隐静脉高位结扎剥脱术后出现右下肢肿胀、疼痛,未行系统诊治,患者近2月来右下
期刊
秦山三期核电站采用从加拿大引进的CANDU6堆型,是我国首座商用重水堆核电站.由于重水堆无中子源启动的特点,反应堆临界功率很小;以及重水堆复杂的控制系统和保护系统,CAN
秦山三期反应堆ROPT(区域超功率保护停堆)系统是用于确保秦山三期重水反应堆堆芯区域局部功率不超限值的系统,它的设计覆盖了在缓慢丧失反应堆调节或者任何其他原因引起
10MW高温气冷实验堆(HTR-10)是我国第一座球床高温气冷堆.反应堆的初始临界试验采用同时添加燃料元件和慢化剂的方法.本文介绍了10MW高温气冷实验堆的初始临界试验,试验
本文借助于高级编程语言,使得水泵组合方案的比较、优化以及水泵的高以实现.它对于泵站的管理和设计都有意处,有助于整个给水管网的科学管理和讨论了该程序的理论依据和
近二十年来城市供水系统的扩建重点,主要放在净水厂及输水管线上,而供水管网只是为了使新增加供水量输配至用户,对局部进行管线增改,基本上没有对管网整体改造单独立项实
通常,只要地下管网在工作,供水干管的维护常常被人们"看不见,想不到",除非出现紧急情况如爆管、泄漏出现严重的水质问题才能引起人们注意.然而,不难看出,为紧急情况所付
控制棒操纵的灵活性使其成为各类反应堆的一种常规控制手段.尽管人们已经数值仿真了控制棒移动对堆芯中子输运的影响,但目前缺乏一个简单有效的描述功率分布变化与控制棒
会议
本实验是把二氧化铀辐照重结构试验装置的模拟装置放在49-2反应堆堆芯E5位置,采用活化法测量了模拟装置内二氧化铀燃料元件中热中子通量与堆芯监督点热中子通量的比值,还
会议
堆外电离室作为目前大多数动力堆上唯一的实时敏感元件,通常仅作为监视堆芯总功率、功率轴向偏移、象限倾斜等的指示.如果通过堆外电离室能够对动力堆堆内功率分布进行实
会议