核动力工程2024,Vol.45Issue(4) :255-261.DOI:10.13832/j.jnpe.2024.04.0255

基于vPower的核热推进系统自动控制方法

Automatic Control Method of Nuclear Thermal Propulsion System Based on vPower

马心怡 韩文斌 邓坚 黄善仿 齐志超
核动力工程2024,Vol.45Issue(4) :255-261.DOI:10.13832/j.jnpe.2024.04.0255

基于vPower的核热推进系统自动控制方法

Automatic Control Method of Nuclear Thermal Propulsion System Based on vPower

马心怡 1韩文斌 2邓坚 1黄善仿 3齐志超3
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作者信息

  • 1. 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,成都,610213
  • 2. 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,成都,610213;清华大学工程物理系,北京,100084
  • 3. 清华大学工程物理系,北京,100084
  • 折叠

摘要

核热推进具有推力大、比冲高、能量转换效率高、工作时间长等性能优势,在深空探测等领域前景广阔.反应堆自动控制可以减少人为导致的误操作事故,提高经济性和可靠性,减少不必要的损耗.为研究核热推进系统的自动控制方法,本文基于vPower仿真支撑平台对典型核热推进系统进行自动控制仿真.通过确定控制策略,选用比例微分积分(P1D)作为主要控制方法,并添加反应性反馈模块完善系统仿真模型,进而设计添加仿真控制系统.结果表明,本文所设计的控制系统能够实现自动启停堆过程,以及针对外部目标需求进行功率、比冲和推力的自动控制调节.

Abstract

Nuclear thermal propulsion has the advantages of large thrust,high specific impulse,high energy conversion efficiency and long operating time,with broad prospects in the field of deep space exploration.Automatic reactor control can reduce the misoperation accident caused by human,improve economic performance and reliability,and reduce unnecessary losses.Based on vPower simulation support platform,the automatic control simulation of typical nuclear thermal propulsion system is carried out to study the automatic control method of nuclear thermal propulsion system.The simulation control system is designed and added by determining the control strategy,selecting the proportional differential integral(PID)as the main control method,and adding the reactive feedback module to improve the system simulation model.The simulation results show that with the designed control system,the automatic control of nuclear thermal propulsion system start-up and shutdown can be realized,and the power,specific impulse and thrust can be automatically controlled and adjusted according to the extemal target requirements.

关键词

核热推进/自动控制/vPower/系统仿真

Key words

Nuclear thermal propulsion/Automatic control/vPower/System simulation

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出版年

2024
核动力工程
中国核动力研究设计院

核动力工程

CSTPCDCSCD北大核心
影响因子:0.3
ISSN:0258-0926
参考文献量12
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