CN106777832B - 一种数字反应堆 - Google Patents

一种数字反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN106777832B
CN106777832B CN201710077960.1A CN201710077960A CN106777832B CN 106777832 B CN106777832 B CN 106777832B CN 201710077960 A CN201710077960 A CN 201710077960A CN 106777832 B CN106777832 B CN 106777832B
Authority
CN
China
Prior art keywords
simulation
reactor
design
subsystem
nuclear
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Fee Related
Application number
CN201710077960.1A
Other languages
English (en)
Other versions
CN106777832A (zh
Inventor
吴宜灿
汪建业
胡丽琴
龙鹏程
王芳
宋婧
何桃
汪进
陈志斌
金雏凤
张俊军
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Original Assignee
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hefei Institutes of Physical Science of CAS filed Critical Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Priority to CN201710077960.1A priority Critical patent/CN106777832B/zh
Publication of CN106777832A publication Critical patent/CN106777832A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN106777832B publication Critical patent/CN106777832B/zh
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING OR CALCULATING; COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F30/00Computer-aided design [CAD]
    • G06F30/20Design optimisation, verification or simulation
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E60/00Enabling technologies; Technologies with a potential or indirect contribution to GHG emissions mitigation

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Theoretical Computer Science (AREA)
  • Computer Hardware Design (AREA)
  • Evolutionary Computation (AREA)
  • Geometry (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Management, Administration, Business Operations System, And Electronic Commerce (AREA)

Abstract

本发明公开了一种数字反应堆,将多专业过程仿真与设计与验证过程相结合,相互迭代,使得设计结果更为优化;采用多维化反应堆状态信息表达,能够更加真实的反映反应堆设计结果的建造和工作情况。核能多专业过程仿真系统将设计工艺仿真、设备级三维仿真、核应急指挥与决策仿真三部分仿真功能集成到统一的仿真环境中进行综合仿真;设计与验证系统将根据核能多专业过程仿真系统的仿真结果和反应堆设计的限制条件,进行对比分析、设计参数修改、反馈、下一轮迭代仿真,直到满足限制条件;3D虚拟现实环境系统将核能多专业过程仿真系统的实时仿真数据叠加在预存的反应堆现实环境的三维模型上,以多维形式将反应堆的状态信息直观的呈现出来。

Description

一种数字反应堆
技术领域
本发明涉及反应堆设计和核动力装置仿真技术,具体涉及一种用于核能系统的数字反应堆。
背景技术
核能系统设计流程通常是按照系统和功能进行分系统和分模块设计,其验证也是独立进行的。设计人员的思想不能立即体现和直观反映,同时由于缺乏集成化、耦合的仿真工具,对于设计中存在的问题,往往只有到了设备加工和工程建设阶段才能暴露出来,造成经济损失和工期延误,更严重的可能会导致设备损毁和人员伤亡。
为解决上述问题,国内外一些单位和机构利用数字化技术开展了反应堆的设计与验证的相关工作,但是主要是对某一具体问题研究。中国科学院合肥物质科学研究院和西北核技术研究所申请的专利,提出了针对反应堆设计方法上某一具体问题的解决方法和具体过程;清华大学的学者提出了先进核电机组评价指标体系,从数据库设计、系统方案初步设计及详细设计等方面对先进核反应堆专家评估系统的实现进行详细研究。针对反应堆设计过程中交互式迭代的设计理念,还未见提出。英特工程仿真技术(大连)有限公司申请的专利,针对CAE工业设计中不同物理场模型间载荷传递的设计方法;国内相关学者针对反应堆物理-热工耦合的方法进行了大量研究;瑞士保罗谢勒研究院提出应用先进的反应堆物理、热工、系统仿真模型用于轻水反应堆的多物理行为预测。将核能系统全物理过程仿真模型用于反应堆设计,全物理构成仿真模型包含堆芯物理分析模块、系统热工水力计算模块、燃料性能分析模块及反应堆结构分析等模块,还未见提出。南华大学的研究人员应用4D可视化理论在核电站管道安装中,实现管道安装工艺及安装进度的过程的可视化;清华大学的研究人员提出了基于OPENGL开发的高温气冷堆三维可视化系统,仿真模型计算结果可实时传递到可视化系统,现场实测数据的三维可视化处理,通过内存映射文件,实现仿真计算程序与三维平台的数据交互;合肥工业大学的研究人员提出了应用三维技术和可视化手段来研究计算机在核能领域应用中所发生的新问题,尤其是针对反应堆概念设计阶段。将可视化技术应用于反应堆辅助设计过程中,实现反应堆状态信息表达的多维化(1D\2D\3D\4D),还未见提出。
发明内容
有鉴于此,本发明提供了一种用于核能系统的数字反应堆,将多专业过程仿真与设计与验证过程相结合,相互迭代,使得设计结果更为优化;采用多维化反应堆状态信息表达,能够更加真实的反映反应堆设计结果的建造和工作情况。
为了解决上述技术问题,本发明是这样实现的:
一种数字反应堆,包括:核能多专业过程仿真系统、设计与验证系统和3D虚拟现实环境系统;
核能多专业过程仿真系统,用于将设计工艺仿真、设备级三维仿真、核应急指挥与决策仿真三部分仿真功能集成到统一的仿真环境中,根据外部输入的反应堆的设计参数进行多专业过程仿真模拟;其中,设计工艺仿真、设备级三维仿真和核应急指挥与决策仿真通过数据交换进行耦合,使得各自的仿真参数实时参与其他部分的仿真计算;
设计与验证系统,用于通过数据通讯组件获取所述核能多专业过程仿真系统的仿真结果;将获取的仿真结果与预存的反应堆设计的限制条件进行对比分析,判断当前设计参数是否满足限制条件,如果不满足,则设计与验证系统接收用户对设计参数的修改,修改后的设计参数反馈回所述核能多专业过程仿真系统,由核能多专业过程仿真系统根据修改后的设计参数进行下一轮的迭代仿真,直到满足限制条件,则验证通过,输出报告,优化设计结束;
3D虚拟现实环境系统,用于通过数据通讯组件获取所述核能多专业过程仿真系统的实时仿真数据,包括设计工艺仿真和设备级三维仿真的仿真过程和结果,通过在预存的反应堆现实环境的三维模型上叠加实时仿真数据,以多维形式将反应堆的状态信息直观的呈现出来。
优选地,所述核能多专业过程仿真系统包括反应堆设计工艺仿真子系统、设备级三维仿真子系统和核应急指挥与决策子系统;
所述反应堆设计工艺仿真子系统,用于存储反应堆设计过程中所有专业工艺系统的仿真模型,根据输入的反应堆的设计参数进行仿真计算,将仿真计算结果发送给设备级三维仿真子系统和核应急指挥与决策子系统,还将仿真计算过程和结果发送给3D虚拟现实环境系统进行三维显示;
所述设备级三维仿真子系统,用于存储反应堆设计过程中关键设备的设备模型,根据反应堆设计工艺仿真子系统提供的仿真计算结果,利用设备模型计算模拟出设备的关键设计参数;该关键设计参数还反馈回反应堆设计工艺仿真子系统,使得设备级三维仿真的参数实时参与设计工艺仿真计算;还将仿真计算过程和结果发送给3D虚拟现实环境系统进行三维显示;
所述核应急指挥与决策子系统,用于存储核应急指挥模型和决策模型,根据反应堆设计工艺仿真子系统的仿真计算结果,抽取对事故工况的仿真数据,进行应急指挥和辅助决策,产生实现事故工况下反应堆应急指挥决策的处置建议以及评估事故的影响范围及程度,并且反馈回反应堆设计工艺仿真子系统。
优选地,所述反应堆设计工艺仿真子系统中各专业工艺系统的仿真模型耦合在一起,相互进行参数的传递,实现相互参数验证。
优选地,所述设备级三维仿真子系统存储的设备模型包括几何仿真模型和性能仿真模型。
优选地,所述设备级三维仿真子系统进一步接入在役核电站机组,实现对反应堆状态的实时监控。
优选地,所述3D虚拟现实环境系统具有如下两类功能:1)反应堆运行工况的虚拟现实展示,包括反应堆正常运行的流程和事故发生的现象;2)三维仿真推演,即设计与验证系统验证完成后,利用验证通过的设计参数进行设备选型和安装建造过程的三维虚拟显示展示。
有益效果:
(1)将多专业过程仿真与设计与验证过程相结合,相互迭代,使得设计结果更为优化;采用多维化反应堆状态信息表达,能够更加真实的反映反应堆设计结果的建造和工作情况,辅助完成反应堆设计与验证过程。
(2)本发明多专业过程仿真过程所使用的各模型之间相互耦合进行相互进行参数的传递,实现相互参数验证。从而检验整个反应堆设计的参数是否合适,保证建造安装集成后的正确性和可靠性,在设计阶段减少可能存在的潜在问题。
(3)本发明能够综合模拟、预测真实反应堆从设计、制造、运行到退役等全生命周期内反应堆的各种性能、参数等特征,为核能系统提供设计、分析与验证的4D动态虚拟环境。
(4)设备级三维仿真子系统通过接入在役机组,实现对反应堆状态的实时监控。
附图说明
图1为本发明数字反应堆的组成框图。
图2为本发明数字反应堆中各子系统的信息交互关系。
具体实施方式
下面结合附图并举实施例,对本发明进行详细描述。
本发明提供了一种数字反应堆,其核心思想是:把设计工艺仿真、设备级三维仿真、核应急指挥与决策仿真三个部分仿真功能集成到统一的仿真环境中,进行全专业的实时仿真。利用数据通讯组件把核能多专业过程仿真系统的实时仿真结果映射到设计与验证系统和3D虚拟现实环境中,实现设计、修改、仿真的实时可视化。
下面先结合图1对本发明的数字反应堆进行详细描述。如图1所示,该数字反应堆包括三大部分:核能多专业过程仿真系统、设计与验证系统和3D虚拟现实环境系统。
核能多专业过程仿真系统,用于将设计工艺仿真、设备级三维仿真、核应急指挥与决策仿真三部分仿真功能集成到统一的仿真环境中,进行全专业的高保真实时仿真。该核能多专业过程仿真系统根据外部输入的反应堆的设计参数进行多专业过程仿真模拟;其中,设计工艺仿真、设备级三维仿真和核应急指挥与决策仿真通过数据交换进行耦合,使得各自的仿真参数实时参与其他部分的仿真计算。
该核多专业过程仿真系统包括:反应堆设计工艺仿真子系统、设备级三维仿真子系统、核应急指挥与决策子系统。
反应堆设计工艺仿真子系统,用于存储反应堆设计过程中所有专业工艺系统的仿真模型,包括总体设计、反应堆工程、辐射防护与屏蔽、工艺系统、电气系统、仪控系统、土建、设备、布置设计和厂址规划十大专业的仿真模型,每个专业对应一个仿真模型,根据输入的反应堆的设计参数进行仿真计算,获得仿真结果,将仿真结果发送给设备级三维仿真子系统和核应急指挥与决策子系统,还将仿真过程数据和仿真结果发送给3D虚拟现实环境子系统进行三维显示。
传统核电厂的设计通常分为上述十大专业进行独立的系统设计,然后独立仿真,独立验证,验证结果如果符合设计要求的话,就认为是该专业的设计是合理的。这些系统最终需要建造安装集成在一起,但由于各专业是独立设计和验证的,潜在问题到了加工制造或安装阶段才会暴露出来。比如对于某个设计参数来说,满足A系统的设计要求,但对B系统来说就不合适。为了解决该问题,本发明将反应堆设计工艺仿真子系统中各专业工艺系统仿真模型耦合在一起,相互进行参数的传递,实现相互参数验证,从而检验整个反应堆设计的参数是否合适,保证建造安装集成后的正确性和可靠性,在设计阶段减少可能存在的潜在问题。
优选地,本反应堆设计工艺仿真子系统通过统一的数据库管理各专业工艺仿真模型的数据和计算结果,实现各专业工艺仿真模型间的集成和数据交互。
设备级三维仿真子系统,用于存储反应堆设计过程中关键设备的设备模型,至少包括几何仿真模型和性能仿真模型,该设备模型需要精确、细化的建模。根据反应堆设计工艺仿真子系统提供的仿真计算结果,利用设备模型计算模拟出设备的关键设计参数,包括外观尺寸、设备材料属性、零部件的安装工序等,该关键设计参数还反馈回反应堆设计工艺仿真子系统,使得设备级三维仿真的参数实时参与设计工艺仿真计算;还将仿真计算过程和结果发送到3D虚拟现实环境子系统进行三维展示。例如,对一个主泵设备的设计,如果其尺寸、外观的设计满足设备专业设计要求,但在安装的时候有可能不满足土建专业的要求,如没有安装位置,或不匹配安装环境。本子系统的功能就是进行设备级的几何仿真(包括设备的安装、碰撞干涉检测等)和性能仿真。该设备级三维仿真子系统还通过接入在役核电站机组,实现对反应堆状态的实时监控,该监控数据发送给3D虚拟现实环境系统进行三维显示。
核应急指挥与决策子系统,用于存储核应急指挥模型和决策模型,根据反应堆设计工艺仿真子系统的仿真计算结果,抽取对事故工况的仿真数据,进行应急指挥和辅助决策,即应急方案验证,产生实现事故工况下反应堆应急指挥决策的处置建议以及评估事故的影响范围及程度,并输出。其中,处置建议例如如何救援、如何撤离等。
设备级三维仿真子系统的仿真计算结果以及核应急指挥与决策子系统的仿真计算结果均会为反应堆工艺设计仿真子系统提供输入参数信息。
设计与验证系统,其存储有反应堆设计的限制条件,例如安全评审要求、设备工艺参数要求。通过数据通讯组件获取核能多专业过程仿真系统(主要是反应堆设计工艺仿真子系统)的仿真结果,将获取的仿真结果与预存的反应堆设计的限制条件进行对比分析,判断当前设计参数是否满足限制条件,如果不满足,则设计与验证系统接收用户对设计参数的修改,修改后的设计参数反馈回所述核能多专业过程仿真系统,由核能多专业过程仿真系统根据修改后的设计参数进行下一轮的迭代仿真,直到满足限制条件,则验证通过,输出报告,优化设计结束。优选地,该设计与验证系统提供统一的仿真框架,包括人机界面和流程管理,其中流程管理是对上述设计验证过程中状态、数据、文档的管理;用户可以通过人机界面向该设计与验证系统输入约束设计的限值条件;根据流程设计该系统实时访问其它子系统的参数,进行对比分析。还可以根据对比分析结果输出优选设计参数和报告。
3D虚拟现实环境子系统,存储了反应堆现实环境的三维模型。该子系统基于虚拟现实技术,通过数据通讯组件获取所述核能多专业过程仿真系统的实时仿真数据,包括设计工艺仿真和设备级三维仿真的仿真过程和结果,通过在预存的反应堆现实环境的三维模型上叠加实时仿真数据,以多维形式将反应堆的状态信息直观的呈现出来,其中,1D为数字显示,2D为曲线或表格显示,3D为数据场或虚拟场景显示,4D为三维空间模型叠加了一维状态信息的显示。该子系统的其作用主要有:1)反应堆运行工况的虚拟现实展示,包括反应堆正常运行的流程和事故发生的现象,给人更加直观和深刻的体验;例如对周边地理环境以及放射性核素扩散情况进行三维直观展示。2)三维仿真推演。即设计与验证系统验证完成后,3D虚拟现实环境子系统还利用验证通过的设计参数进行设备选型和安装建造过程的三维虚拟仿真;如关键设备的安装,零部件的拆卸过程和结果。通过三维虚拟现实预演一遍,有助于发现问题和掌握安装过程。
下面结合图2对本发明系统中各子系统的信息交互进行描述,下面描述中的标号与图2中的标号相对应。
①反应堆设计工艺仿真子系统根据反应堆的设计参数,代入专业工艺系统的仿真模型,进行多专业过程的多仿真模型的联合模拟;
②反应堆工艺设计仿真子系统的仿真计算结果(包括流量、压力、温度、水位参数等)为设备级三维仿真子系统提供输入参数信息;设备级三维仿真子系统进行设备级的仿真,包括几何仿真和性能仿真;
③设备级三维仿真子系统的仿真计算结果(包括尺寸、材料、属性参数)为反应堆工艺设计仿真子系统提供输入参数信息;
④反应堆工艺设计仿真子系统的仿真计算结果(包括辐射剂量、风速、流量、扩散速度和气象信息等参数)为核应急指挥与决策子系统提供输入参数信息;
⑤核应急指挥与决策子系统的仿真计算结果(包括辐射剂量、核素扩散信息、撤离路线等参数)为反应堆工艺设计仿真子系统提供输入参数信息;
⑥对反应堆设计工艺仿真子系统的仿真计算结果进行判断,如果符合限制条件,验证通过,设计结束;
⑦如果不符合限制条件,通过设计与验证系统修改设计参数,进行下一轮的迭代;
⑧反应堆设计工艺仿真子系统的仿真计算过程和结果发送到3D虚拟现实环境子系统进行三维展示;
⑨设备级三维仿真子系统的仿真计算过程和结果发送到3D虚拟现实环境子系统进行三维展示。
综上所述,以上仅为本发明的较佳实施例而已,并非用于限定本发明的保护范围。凡在本发明的精神和原则之内,所作的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (5)

1.一种数字反应堆,其特征在于,包括:核能多专业过程仿真系统、设计与验证系统和3D虚拟现实环境系统;
核能多专业过程仿真系统,用于将设计工艺仿真、设备级三维仿真、核应急指挥与决策仿真三部分仿真功能集成到统一的仿真环境中,根据外部输入的反应堆的设计参数进行多专业过程仿真模拟;其中,设计工艺仿真、设备级三维仿真和核应急指挥与决策仿真通过数据交换进行耦合,使得各自的仿真参数实时参与其他部分的仿真计算;
设计与验证系统,用于通过数据通讯组件获取所述核能多专业过程仿真系统的仿真结果;将获取的仿真结果与预存的反应堆设计的限制条件进行对比分析,判断当前设计参数是否满足限制条件,如果不满足,则设计与验证系统接收用户对设计参数的修改,修改后的设计参数反馈回所述核能多专业过程仿真系统,由核能多专业过程仿真系统根据修改后的设计参数进行下一轮的迭代仿真,直到满足限制条件,则验证通过,输出报告,优化设计结束;
3D虚拟现实环境系统,用于通过数据通讯组件获取所述核能多专业过程仿真系统的实时仿真数据,包括设计工艺仿真和设备级三维仿真的仿真过程和结果,通过在预存的反应堆现实环境的三维模型上叠加实时仿真数据,以多维形式将反应堆的状态信息直观的呈现出来;
所述核能多专业过程仿真系统包括反应堆设计工艺仿真子系统、设备级三维仿真子系统和核应急指挥与决策子系统;
所述反应堆设计工艺仿真子系统,用于存储反应堆设计过程中所有专业工艺系统的仿真模型,根据输入的反应堆的设计参数进行仿真计算,将仿真计算结果发送给设备级三维仿真子系统和核应急指挥与决策子系统,还将仿真计算过程和结果发送给3D虚拟现实环境系统进行三维显示;
所述设备级三维仿真子系统,用于存储反应堆设计过程中关键设备的设备模型,根据反应堆设计工艺仿真子系统提供的仿真计算结果,利用设备模型计算模拟出设备的关键设计参数;该关键设计参数还反馈回反应堆设计工艺仿真子系统,使得设备级三维仿真的参数实时参与设计工艺仿真计算;还将仿真计算过程和结果发送给3D虚拟现实环境系统进行三维显示;
所述核应急指挥与决策子系统,用于存储核应急指挥模型和决策模型,根据反应堆设计工艺仿真子系统的仿真计算结果,抽取对事故工况的仿真数据,进行应急指挥和辅助决策,产生实现事故工况下反应堆应急指挥决策的处置建议以及评估事故的影响范围及程度,并且反馈回反应堆设计工艺仿真子系统。
2.如权利要求1所述的数字反应堆,其特征在于,所述反应堆设计工艺仿真子系统中各专业工艺系统的仿真模型耦合在一起,相互进行参数的传递,实现相互参数验证。
3.如权利要求1所述的数字反应堆,其特征在于,所述设备级三维仿真子系统存储的设备模型包括几何仿真模型和性能仿真模型。
4.如权利要求1所述的数字反应堆,其特征在于,所述设备级三维仿真子系统进一步接入在役核电站机组,实现对反应堆状态的实时监控。
5.如权利要求1所述的数字反应堆,其特征在于,所述3D虚拟现实环境系统具有如下两类功能:1)反应堆运行工况的虚拟现实展示,包括反应堆正常运行的流程和事故发生的现象;2)三维仿真推演,即设计与验证系统验证完成后,利用验证通过的设计参数进行设备选型和安装建造过程的三维虚拟显示展示。
CN201710077960.1A 2017-02-14 2017-02-14 一种数字反应堆 Expired - Fee Related CN106777832B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201710077960.1A CN106777832B (zh) 2017-02-14 2017-02-14 一种数字反应堆

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201710077960.1A CN106777832B (zh) 2017-02-14 2017-02-14 一种数字反应堆

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN106777832A CN106777832A (zh) 2017-05-31
CN106777832B true CN106777832B (zh) 2017-12-26

Family

ID=58956648

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201710077960.1A Expired - Fee Related CN106777832B (zh) 2017-02-14 2017-02-14 一种数字反应堆

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN106777832B (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107657135B (zh) * 2017-10-31 2021-05-04 中广核工程有限公司 一种核电站发电机内定子更换方法及系统
CN108875207B (zh) * 2018-06-15 2022-11-11 岭东核电有限公司 一种核反应堆优化设计方法及系统
CN114386250A (zh) * 2021-12-22 2022-04-22 中核武汉核电运行技术股份有限公司 一种热管反应堆虚拟仿真系统

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103853052A (zh) * 2012-11-30 2014-06-11 中广核工程有限公司 一种核电站反应堆控制系统的设计方法

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20030086520A1 (en) * 2001-11-07 2003-05-08 Russell William Earl System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103853052A (zh) * 2012-11-30 2014-06-11 中广核工程有限公司 一种核电站反应堆控制系统的设计方法

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
新型反应堆可视化设计方法研究;刘晓平 等;《核技术》;20000831;第23卷(第8期);第536-539页 *
超临界水堆反应堆物理-热工水力耦合程序系统MCATHAS的开发;安萍 等;《核动力工程》;20101231;第31卷(第6期);第52-55页 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN106777832A (zh) 2017-05-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
El-Sefy et al. System dynamics simulation of the thermal dynamic processes in nuclear power plants
CN105653869B (zh) 一种超临界水堆堆芯三维瞬态性能分析方法
Wu Development and application of virtual nuclear power plant in digital society environment
CN105574652A (zh) 一种智能配电网规划大数据管控系统及方法
CN110276555A (zh) 基于互联网和bim的住宅建筑实体全生命周期分析方法
CN102117367A (zh) 飞机装配现场可视化仿真系统
Shi et al. Research on IFC‐and FDS‐Based Information Sharing for Building Fire Safety Analysis
CN106777832B (zh) 一种数字反应堆
CN102033993A (zh) 大规模电力系统动态仿真中继电保护模型的构建方法
CN108536912A (zh) 一种输电塔结构力学分析及其App制作的方法
CN109887092A (zh) 利用虚拟现实技术搭建的复杂地形下光伏电站的设计平台
Xie et al. Development of 3D transient neutronics and thermal-hydraulics coupling procedure and its application to a fuel pin analysis
CN118862255A (zh) 基于bim的装配式建筑设计方法
Kang et al. Development of the IPRO-ZONE for internal fire probabilistic safety assessment
Yan Construction of digital twin ecosystem for coal-fired generating units
Lian et al. Development of a three-dimensional method for thermal-hydraulics/neutronics coupling analysis and its application on CFETR helium-cooled solid breeder blanket
CN117973029A (zh) 基于精细建模与虚拟现实的数值反应堆监测方法和设备
Roelofs et al. Liquid metal thermal hydraulics R&D at European scale: achievements and prospects
Prošek et al. Simulation of hypothetical small-break loss-of-coolant accident in modernized nuclear power plant
CN107844675A (zh) 一种基于燃气‑蒸汽联合循环的系统及其快速建模方法
CN116071027A (zh) Bim模型的清单生成导出方法、系统及电子设备
CN116341041A (zh) 基于mbse的核电安全注入系统多视图建模仿真方法
Trottier et al. SERPENT-based Few-Group Cross Sections Data for NESTLE-C
Sezen et al. Mechanistic and probabilistic seismic assessment of structures and components in nuclear power plants
Stedile Zolin et al. State-of-the-Practice of Big Data in Decision-Making Processes within the Construction Industry

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee

Granted publication date: 20171226

CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee