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基于多层流模型的核电厂可靠性分析方法研究
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《核动力工程》2011年 第4期32卷 72-76页
作者:杨明 张志俭哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 
多层流模型(MFM)是一种目标导向的系统建模方法,它可以清晰地描述系统在规定的时间内和规定条件下,为实现其设计目标而具有的功能及其之间的相互关系。本文提出一种基于MFM的系统可靠性定量分析方法(MRA),可在不同抽象层次表示系统知识...
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操纵员运行支持系统中状态监测方法研究
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《核动力工程》2010年 第2期31卷 71-75页
作者:王贺 成守宇 张志俭哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 
为实现全面的运行支持功能,根据操纵员运行支持系统对状态监测的技术需求,应用有限状态机监测方法、限值法以及趋势监测方法,实现了核动力装置工况监测以及系统状态监测,设计了运行支持系统状态监测模块。全范围仿真机上进行的测试表明...
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关于核电厂火灾概率风险的研究
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《原子能科学技术》2017年 第5期51卷 872-878页
作者:孙凤 赵庆南 张志俭哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中国核电工程有限公司北京100840 
火灾是核电厂安全面临的重要威胁之一。应用概率风险评价(PRA)方法对其进行分析,能找出电厂薄弱环节,优化电厂的设计。通过研究国际广泛使用的火灾PRA方法,以典型的二代压水堆核电厂为对象,开展了火灾概率风险分析,计算得到了火灾引起...
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核电厂计算机化规程系统开发
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《核动力工程》2007年 第3期28卷 113-116页
作者:刘飞 张志俭 彭敏俊哈尔滨工程大学核科学与技术学院150001 
利用C语言在实时嵌入式操作系统VxWorks上开发了一种用于正常操作的计算机化规程系统(CPS)。本文介绍了系统的组成,并对人-机界面的设计进行了分析。以冷启动为例,验证了CPS的技术可行性。结果表明,CPS能够提高操作的准确性,减轻运行人...
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GPU加速MOC输运计算性能分析研究
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《原子能科学技术》2020年 第1期54卷 103-111页
作者:宋佩涛 张志俭 梁亮 张乾 赵强哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 
特征线方法(MOC)在求解堆芯规模中子输运方程时面临计算时间长的问题,加速和并行算法是目前研究的热点。基于MOC在特征线和能群层面的并行特性,采用统一计算设备构架(CUDA)编程规范,实现了基于图形处理器(GPU)的并行二维MOC算法。测试...
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基于CPU-GPU异构并行的MOC中子输运计算并行效率优化研究
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《原子能科学技术》2019年 第11期53卷 2209-2217页
作者:宋佩涛 张志俭 梁亮 张乾 赵强哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 
CPU-GPU异构系统为加速全堆芯特征线方法(MOC)精细计算提供了方法和思路。在实现基于CPU-GPU异构系统的二维MOC异构并行算法基础上,提出了性能分析模型,识别了影响异构并行算法并行效率的主要因素;针对识别到的性能影响因素,实现了输运...
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核动力汽轮机分离级研究
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《核科学与工程》1997年 第2期17卷 118-123页
作者:张志俭 于瑞侠哈尔滨工程大学动力工程系 
研究了分离级的方案,分析了其分离效率、损失和工程可行性,结论认为:分离级有较高的分离效率,可代替外置式汽水分离器实现船用机组的单缸设计,其结构简单、造价低、运行可靠。
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PWR堆芯热工水力CFD仿真优化方案研究
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《核动力工程》2016年 第5期37卷 15-18页
作者:陈广亮 张志俭 田兆斐 李磊哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 
压水堆(PWR)全堆芯采用计算流体动力学(CFD)技术进行仿真面临的问题较多。例如:堆芯网格缺乏精细化设计会导致仿真失真,而堆内大量复杂结构区的精细化设计与方案筛选需占用大量时间;PWR全堆芯CFD仿真需超600亿的巨量网格,致使仿真需要...
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人机界面设计评价的实时交互方法
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《哈尔滨工程大学学报》2005年 第2期26卷 189-191页
作者:颜声远 张志俭 彭敏俊 许彧青哈尔滨工程大学机电学院黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学动力与核能工程学院黑龙江哈尔滨150001 
由于受评价技术的制约,目前的人机界面设计评价仍然采用事后评价的方法,即在产品样机生产出来之后,再邀请专家、用户进行评价.这种评价方法不仅周期长、成本高,而且易受评价人员个人喜好和经验的影响,无法保证评价结果的科学性.文章通...
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非能动核电站主给水丧失事故仿真研究
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《原子能科学技术》2010年 第4期44卷 436-440页
作者:李明岩 彭敏俊 张志俭哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 
AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(P...
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