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关于堆芯熔融物碎化颗粒尺寸的研究
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作者 叶停朴 夏航 +2 位作者 符卉 贺东钰 李根 《核动力工程》 北大核心 2025年第6期44-49,共6页
为了准确预测堆芯熔融物遇冷碎化的颗粒尺寸,以分析反应堆严重事故中熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程以及碎片床的传热性能,本研究对熔融物碎化颗粒尺寸计算模型进行总结,同时对碎化颗粒在冷却水中的沉降速度和阻力系数进行讨论,以此优... 为了准确预测堆芯熔融物遇冷碎化的颗粒尺寸,以分析反应堆严重事故中熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程以及碎片床的传热性能,本研究对熔融物碎化颗粒尺寸计算模型进行总结,同时对碎化颗粒在冷却水中的沉降速度和阻力系数进行讨论,以此优化KAIST模型。此外,利用铅铋、锡和原型熔融物的碎化实验数据对优化的KAIST模型、Namiech模型和MC3D模型进行评估。研究结果表明,临界韦伯数对优化的KAIST模型预测准确性至关重要;优化的KAIST模型可以较好地预测铅铋、锡和原型熔融物的碎化颗粒尺寸分布,其对碎化颗粒平均直径的预测优于Namiech模型和MC3D模型。因此,优化的KAIST模型更适用于熔融物的碎化颗粒尺寸计算。 展开更多
关键词 堆芯熔融物 碎化颗粒 尺寸分布 平均直径 临界韦伯数 KAIST模型
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钍基熔盐堆气泡分离实验技术研究进展
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作者 毛璐雲 卢铁忠 +3 位作者 李嘉旭 桂南 杨星团 姜胜耀 《实验技术与管理》 北大核心 2025年第10期29-39,共11页
液态钍基熔盐反应堆(TMSR-LF)具有安全性、防核扩散和核废料少等优点,是第四代先进核反应堆候选技术之一。在反应堆运行过程中,裂变产物(如氙和氪)会降低反应堆的效率和稳定性,采用氦气注入、质量传递和气泡分离等方法可以有效降低中子... 液态钍基熔盐反应堆(TMSR-LF)具有安全性、防核扩散和核废料少等优点,是第四代先进核反应堆候选技术之一。在反应堆运行过程中,裂变产物(如氙和氪)会降低反应堆的效率和稳定性,采用氦气注入、质量传递和气泡分离等方法可以有效降低中子毒物的浓度。旋叶式气液分离器是气体去除系统中的重要设备,由入口处的导叶、出口处的还原叶片和分离管组成。分离器内部流动行为具有高度复杂性,因此需要通过实验手段系统评估其分离性能,并探讨分离机制。气液分离实验可分为分离特性实验和流场特性实验,文章综述了这两部分的实验研究,概括了实验系统和技术的特点,并对未来的工作提出建议。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆 气液分离 实验技术 气泡 气芯
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基于Si_(3)N_(4)@MgSiN_(2)核壳结构粉体制备β-Si_(3)N_(4)晶须
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作者 王为得 刘一铭 +3 位作者 潘勇 莫勇 王伟明 马青松 《粉末冶金材料科学与工程》 2025年第1期1-10,共10页
一维单晶β-Si_(3)N_(4)晶须兼具优异的热学、力学、耐高温、耐腐蚀等性能,广泛用作树脂基、金属基及陶瓷基的增强体材料。以氧化物为烧结助剂制备的β-Si_(3)N_(4)晶须存在残留杂质多、长径比低等不足,限制了其增强效果。本研究借助熔... 一维单晶β-Si_(3)N_(4)晶须兼具优异的热学、力学、耐高温、耐腐蚀等性能,广泛用作树脂基、金属基及陶瓷基的增强体材料。以氧化物为烧结助剂制备的β-Si_(3)N_(4)晶须存在残留杂质多、长径比低等不足,限制了其增强效果。本研究借助熔盐法在较低温度下制备壳层厚度可控的Si_(3)N_(4)@Mg Si N2核壳结构粉体,再以此粉体为原料烧结制备β-Si_(3)N_(4)晶须,采用X射线衍射仪、能谱仪和扫描电子显微镜研究粉体和晶须的物相组成和微观形貌。结果表明:在高温下,α-Si_(3)N_(4)在壳层Mg Si N2形成的液相中通过“溶解析出”机制实现相转变和Ostwald熟化,形成了高长径比的β-Si_(3)N_(4)晶须。升高烧结温度及提高原料中Mg/Si_(3)N_(4)质量比均可增强液相中的扩散传质,有利于晶须沿[001]方向生长,表现为晶须的长度和长径比增大。同时,Mg Si N2在高温下不稳定的特性促使其分解为Mg、N2及Si_(3)N_(4),保证了晶须的高纯度。因此,在1750℃烧结1 h可制备高纯度、高长径比、易分散的β-Si_(3)N_(4)晶须。本研究提出的晶须新型制备策略经济可行,为高性能β-Si_(3)N_(4)晶须的制备提供了新途径。 展开更多
关键词 Si_(3)N_(4)晶须 熔盐法 烧结助剂 核壳结构 生长机制
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混合与分层熔池形态下熔融物与混凝土相互作用预测和对比分析 被引量:2
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作者 马建 闫晓 +1 位作者 昝元峰 卓文彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期904-911,共8页
基于在熔池-混凝土界面结构、对流传热和熔融物层间传热3个方面的MEDICIS程序建模方法 ,针对百万千瓦级压水堆核电厂在混合与分层两种熔池形态下的假想熔融物与混凝土相互作用(MCCI)事故进行预测和对比分析。结果表明:在混合熔池形态下... 基于在熔池-混凝土界面结构、对流传热和熔融物层间传热3个方面的MEDICIS程序建模方法 ,针对百万千瓦级压水堆核电厂在混合与分层两种熔池形态下的假想熔融物与混凝土相互作用(MCCI)事故进行预测和对比分析。结果表明:在混合熔池形态下,熔池平均温度接近熔融物固化温度,混凝土堆腔的侵蚀表现为各向同性,安全壳内最终温度和压力均未达到设计值;在分层熔池形态下,熔池平均温度远高于熔融物固化温度,混凝土堆腔的侵蚀表现为各向异性且径向占优,安全壳内最终温度和压力都非常接近设计值。两种熔池形态下的混凝土地基侵蚀过程都很缓慢,厚度为4m的地基熔穿时间超过1周;安全壳内产生大量的水蒸气以及不可凝结气体CO、CO_2和H2,存在气体燃烧和爆炸风险,对安全壳完整性构成威胁。 展开更多
关键词 熔融物与混凝土相互作用 混合熔池 分层熔池
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熔盐实验堆堆芯结构变化对反应性的影响分析 被引量:7
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作者 于世和 刘亚芬 +6 位作者 杨璞 冀锐敏 朱贵凤 周波 康旭忠 严睿 邹杨 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期82-86,共5页
熔盐堆采用液态燃料,由于燃料的流动性,堆芯结构的变化会直接影响堆芯活性区的燃料盐装载量,从而影响堆芯物理特性参数。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Sa... 熔盐堆采用液态燃料,由于燃料的流动性,堆芯结构的变化会直接影响堆芯活性区的燃料盐装载量,从而影响堆芯物理特性参数。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计模型为参考,系统研究了套管破裂、石墨构件移动、石墨破损、燃料盐浸渗度等因素对堆芯反应性的影响。结果表明:对于堆芯套管破裂,堆芯引入正反应性,破裂位置离堆芯中心越近,引入的反应性越大;对于石墨构件移动,随着扇形石墨构件向外移动,堆芯反应性增加;对于堆芯石墨破损,破损发生后,原燃料盐流道被石墨堵住时,则堆芯反应性减小;对于堆芯石墨破损,破损发生后,新燃料盐流道形成时,当石墨破损半径较小时,堆芯反应性会增加,当石墨破损半径较大时,堆芯反应性会减小。对于堆芯石墨发生燃料盐浸渗,堆芯反应性增加,且燃料盐渗入量越大,反应性变化越大。本研究为2 MW TMSR-LF1安全分析提供参考依据。 展开更多
关键词 熔盐堆 钍基熔盐堆 堆芯结构 反应性
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熔融物堆内滞留条件下压力容器外部自然循环特征分析 被引量:1
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作者 闫晓 胡强 +2 位作者 黄善仿 于俊崇 黎阳 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期172-177,共6页
基于一维稳态两相分离流模型,并引入低流速过冷沸腾净蒸汽产生点方法,建立熔融物堆内滞留(IVR)条件下的两相流动数值计算模型,以获取两相流真实含气率。通过对比ULPU-V试验中自然循环流量,验证数值计算模型预测结果的准确性。针对AP100... 基于一维稳态两相分离流模型,并引入低流速过冷沸腾净蒸汽产生点方法,建立熔融物堆内滞留(IVR)条件下的两相流动数值计算模型,以获取两相流真实含气率。通过对比ULPU-V试验中自然循环流量,验证数值计算模型预测结果的准确性。针对AP1000堆型,分析几何结构参数和热工参数对其IVR策略中自然循环流量的影响。分析结果显示,冷却水过冷度、流道间隙、堆腔淹没水位、流道入口面积和出口阻力系数对自然循环过程有着不同程度的影响,自然循环稳态流量呈现出不同的变化趋势。 展开更多
关键词 熔融物堆内滞留 自然循环 数值计算
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新概念熔盐堆堆芯稳态热工水力计算 被引量:5
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作者 张大林 秋穗正 +1 位作者 刘长亮 苏光辉 《工程热物理学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第6期979-982,共4页
针对第四代国际核能论坛提出的新概念熔盐堆堆芯的具体特点,采用DRAGON程序计算了堆芯轴向和径向功率分布因子,并对熔盐堆的燃料盐和石墨慢化剂分别建立数学模型,通过数值方法对新概念熔盐堆的稳态热工水力特性进行了模拟。计算得到了... 针对第四代国际核能论坛提出的新概念熔盐堆堆芯的具体特点,采用DRAGON程序计算了堆芯轴向和径向功率分布因子,并对熔盐堆的燃料盐和石墨慢化剂分别建立数学模型,通过数值方法对新概念熔盐堆的稳态热工水力特性进行了模拟。计算得到了堆芯燃料盐的流量分配,代表元件内燃料盐和内外壁温度沿轴向的变化。 展开更多
关键词 熔盐堆 堆芯 稳态 热工水力 数值模拟
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熔盐实验堆堆芯物理参数研究 被引量:7
8
作者 于世和 李晓晓 +7 位作者 刘亚芬 康旭忠 杨璞 冀锐敏 朱贵凤 周波 严睿 邹杨 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2019年第3期75-80,共6页
熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,MSR在中子物理学方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以美国橡树岭国家实... 熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,MSR在中子物理学方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)熔盐堆实验(Molten-Salt Reactor Experiment,MSRE)为参考反应堆,系统研究了堆芯尺寸、燃料盐体积比、燃料盐重金属摩尔比、燃料盐渗透等物理参数对堆芯物理特性参数的影响。结果表明:随着堆芯尺寸增加,堆芯临界装载量有最小值;随着燃料盐体积比增加,燃料盐回路系统中重金属临界装载量先减少后增加,燃料温度系数的绝对值同样先减小后增加;燃料盐浸渗对堆芯反应性的影响,与燃料盐体积比增加对堆芯反应性产生的影响一致。本研究为2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计提供理论参考。 展开更多
关键词 熔盐堆 熔盐堆实验 堆芯物理参数 临界参数
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核电站堆芯熔融物的处理措施 被引量:4
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作者 冉刻 周涛 李精精 《华电技术》 CAS 2011年第10期77-81,85,共5页
在分析核电站堆芯熔融物的结构特性、传热特点以及熔融物冷却处理策略的基础上,通过对AP1000,EPR,VVER-1000以及福岛核电站沸水堆4种堆芯熔融物处理措施的分析及比较中得出,压力容器内堆芯熔融物的冷却和包容对严重事故的缓解起着至关... 在分析核电站堆芯熔融物的结构特性、传热特点以及熔融物冷却处理策略的基础上,通过对AP1000,EPR,VVER-1000以及福岛核电站沸水堆4种堆芯熔融物处理措施的分析及比较中得出,压力容器内堆芯熔融物的冷却和包容对严重事故的缓解起着至关重要的作用。堆芯熔融物处理方式的不同,在一定程度上影响反应堆机组功率的适用范围,新一代堆型在堆芯熔融处理方式上较以前有明显改进;严重事故缓解措施的不同,反映了不同堆型设计理念的差异。深入研究了各种堆型熔融物的处理措施,对保障核电站安全具有重要价值。 展开更多
关键词 核电站 堆芯熔融物 缓解措施 严重事故
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熔盐堆不同堆芯边界下的物理研究 被引量:8
10
作者 刘亚芬 梅龙伟 蔡翔舟 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第3期64-68,共5页
熔盐堆的进出口通道与堆芯相互连通,流动的液态燃料可以在通道和堆芯间自由穿行,有别于具有固定边界条件传统固体燃料反应堆。本文基于蒙特卡罗程序MCNP,以MSRE为参考反应堆,系统研究了熔盐堆不同燃料区域对反应堆物理的影响,其内容包... 熔盐堆的进出口通道与堆芯相互连通,流动的液态燃料可以在通道和堆芯间自由穿行,有别于具有固定边界条件传统固体燃料反应堆。本文基于蒙特卡罗程序MCNP,以MSRE为参考反应堆,系统研究了熔盐堆不同燃料区域对反应堆物理的影响,其内容包括堆罐顶部和底部燃料,流通管道内燃料。分析了不同边界条件下的堆芯物理,给出了有效堆芯区域。结果表明,堆罐顶部和底部燃料对有效增殖因子(keff)和能谱影响较大,出口管道半径小于25 cm对有效增殖因子影响不大,管道长度超过20 cm后对有效增殖因子的扰动可以忽略,从而为熔盐堆的设计和计算程序的开发提供了理论基础。 展开更多
关键词 熔盐堆 有效堆芯 MSRE 边界条件
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ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析 被引量:5
11
作者 关仲华 向清安 +1 位作者 陈彬 余红星 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期56-60,共5页
基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为... 基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为参考,计算ACP1000典型严重事故序列,分析影响熔融物传热的重要参数不确定性。概率分析结果表明:ACP1000发生假象的严重事故情况下,IVR策略有效性概率大于99%;由于熔融池顶部的金属层出现集热效应,下封头发生传热危险的主要位置出现在金属层。 展开更多
关键词 堆芯熔融物 压力容器内滞留 风险导向事故分析方法
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球床先进高温堆堆芯设计研究 被引量:1
12
作者 王连杰 孙伟 +2 位作者 夏榜样 邹杨 严睿 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第S2期87-91,共5页
研究发现,排空熔盐、向冷却剂中注入毒物均可作为球床先进高温堆第二套停堆系统的辅助系统,但相比向堆芯注入毒物熔盐,排空熔盐对堆芯影响更小,更利于工程实现;相比一次装料方案,分批次燃料装载方案可保证寿期内堆芯剩余反应性较小,易控... 研究发现,排空熔盐、向冷却剂中注入毒物均可作为球床先进高温堆第二套停堆系统的辅助系统,但相比向堆芯注入毒物熔盐,排空熔盐对堆芯影响更小,更利于工程实现;相比一次装料方案,分批次燃料装载方案可保证寿期内堆芯剩余反应性较小,易控制,但使得堆芯运行也较复杂;一次装料方案中,要使第二套停堆系统具有足够的快速停堆裕量,不能通过减小堆芯活性区装料高度实现,但可以通过增加第二套停堆系统控制棒的根数实现。本文提出了球床先进高温堆优选堆芯设计方案,该方案使球床先进高温堆的燃耗寿期可达100等效满功率天,第一套停堆系统、第二套停堆系统的冷停堆深度均满足设计要求。 展开更多
关键词 球床先进高温堆 第二套停堆系统 排空熔盐 堆芯设计
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无铍钍基熔盐堆堆芯设计与安全研究 被引量:1
13
作者 陈其昌 司胜义 +1 位作者 赵金坤 卑华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1252-1259,共8页
为解决传统熔盐堆在核燃料增殖、安全性等方面的不足,提出了采用氧化铍慢化剂、无铍(BeF2)燃料熔盐的新型钍基熔盐堆(TMSR)堆芯设计。在此基础上,利用多物理计算程序开展了TMSR稳态及瞬态初步安全特性分析。通过对反应堆启动、熔盐泵超... 为解决传统熔盐堆在核燃料增殖、安全性等方面的不足,提出了采用氧化铍慢化剂、无铍(BeF2)燃料熔盐的新型钍基熔盐堆(TMSR)堆芯设计。在此基础上,利用多物理计算程序开展了TMSR稳态及瞬态初步安全特性分析。通过对反应堆启动、熔盐泵超速及降速、丧失热阱等典型瞬态的计算,分析了各种工况下堆芯功率与温度的变化情况。结果表明,在各种运行瞬态及事故情况下,新型的TMSR设计具有良好的安全特性。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆 堆芯设计 安全分析
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严重事故下大功率先进压水堆IVR-ERVC有效性分析 被引量:3
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作者 金越 刘晓晶 +1 位作者 程旭 陈薇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期116-124,共9页
通过压力容器外部冷却(ERVC)以实现堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR,从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了... 通过压力容器外部冷却(ERVC)以实现堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR,从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了堆芯熔毁和重新定位,熔池形成、生长及其传热过程,并且对压力容器外部流动传热进行了分析。MELCOR计算所得下封头热流密度分布的瞬态结果与临界热流密度(CHF)比较和分析表明,1700 MWe大功率压水堆发生严重事故后在IVRERVC条件下能够保证压力容器的完整性,即,IVR-ERVC能够有效带出下封头熔融物的衰变热量,缓解严重事故后果。 展开更多
关键词 严重事故 瞬态分析 堆芯熔毁 熔池形成 IVR-ERVC
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核电厂堆腔冷却状态监测研究 被引量:2
15
作者 何鹏 陈静 +4 位作者 李小芬 何正熙 朱加良 徐涛 李红霞 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期94-98,共5页
为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量... 为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法,最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器(RPV)失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测,有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。 展开更多
关键词 堆腔冷却 严重事故监测 堆腔注水 严重事故缓解 熔融物滞留 熔融物探测 堆芯熔化
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液态熔盐堆堆芯功率内模控制器设计与仿真 被引量:1
16
作者 曾文杰 朱伟聪 +2 位作者 谢金森 姜庆丰 于涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第5期937-943,共7页
内模控制是一种基于过程数学模型进行控制器设计的新型控制策略,具有结构简单、设计直观、无需精确的数学模型、在线调整参数少等优点。为探索内模控制在反应堆控制领域中的应用,以熔盐实验堆堆芯功率控制为例,通过建立熔盐实验堆一回... 内模控制是一种基于过程数学模型进行控制器设计的新型控制策略,具有结构简单、设计直观、无需精确的数学模型、在线调整参数少等优点。为探索内模控制在反应堆控制领域中的应用,以熔盐实验堆堆芯功率控制为例,通过建立熔盐实验堆一回路系统线性化模型,采用内模控制技术,结合粒子群优化算法设计堆芯功率内模控制器。并基于MATLAB/Simulink建立熔盐实验堆一回路仿真系统,开展熔盐实验堆堆芯阶跃反应性扰动下的功率控制研究。结果表明,所设计的堆芯功率内模控制器可很好地控制堆芯功率,实现系统的快速稳定。 展开更多
关键词 熔盐实验堆 堆芯功率 内模控制器 反应性扰动
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压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的冷却研究 被引量:16
17
作者 李琳 臧希年 《核安全》 2007年第4期39-44,共6页
堆芯熔融物的冷却和捕集在严重事故后长期的进程对安全壳完整性有很重要的影响,本文综述了核电厂特别是先进核电厂在堆芯熔融物冷却和保持方面的设计,并进行简要分析比较。
关键词 严重事故对策 安全壳 堆芯熔融物与混凝土反应(MCCI) 堆芯捕集器
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基于有限元的电阻点焊逆过程的熔核设计
18
作者 邹帆 罗震 +2 位作者 叶茂 单平 高战蛟 《电焊机》 2006年第9期9-11,57,共4页
介绍了基于有限元法模拟电阻点焊熔核形成过程中的轴对称电、热、力耦合场的模拟模型。从与点焊过程相反的熔核设计角度出发,经过有限元反复的模拟分析获得了合格熔核的工艺参数,并提出了熔核形状和尺寸是通过焊接过程中温度场来表征。... 介绍了基于有限元法模拟电阻点焊熔核形成过程中的轴对称电、热、力耦合场的模拟模型。从与点焊过程相反的熔核设计角度出发,经过有限元反复的模拟分析获得了合格熔核的工艺参数,并提出了熔核形状和尺寸是通过焊接过程中温度场来表征。结果表明,点焊熔核逆过程的研究方法是可行的,提供了一种新的理论分析方法和手段。 展开更多
关键词 电阻点焊 力、电和热的耦合 熔核设计
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固态钍基熔盐堆堆芯物理参数计算 被引量:2
19
作者 刘利民 张大林 +3 位作者 郑美银 秋穗正 苏光辉 田文喜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期126-131,共6页
针对中国科学院设计的2 MW固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)堆芯,采用蒙特卡罗程序MCNP精确描述堆芯TRISO包覆燃料颗粒、燃料球排布,建立了包含燃料元件、熔盐冷却剂、石墨反射层、中心石墨通道、控制棒及反射层通道的三维全堆芯模型,计算了TMSR... 针对中国科学院设计的2 MW固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)堆芯,采用蒙特卡罗程序MCNP精确描述堆芯TRISO包覆燃料颗粒、燃料球排布,建立了包含燃料元件、熔盐冷却剂、石墨反射层、中心石墨通道、控制棒及反射层通道的三维全堆芯模型,计算了TMSR-SF初始有效增殖因数、中子能谱、功率分布、控制系统价值、停堆裕量、反应性系数、中子动力学参数等堆芯物理参数,为TMSR-SF的物理优化及热工安全分析提供必要的参数。 展开更多
关键词 固态钍基熔盐堆 MCNP 堆芯物理参数
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双主流道注射模设计 被引量:1
20
作者 陈治平 李军 +1 位作者 张苗根 邹勇 《模具工业》 北大核心 2006年第7期39-42,共4页
注射模中的长型芯若受到塑料熔体侧压力则易发生弹性弯曲变形,这种情况成为塑件成型的一种障碍。介绍双主流道模具及注射机双喷嘴机构能在模具结构简单的前提下,提供成对浇口,使长型芯受到的塑料熔体压力保持平衡,明显地减少弹性弯曲变形。
关键词 注射模 双主流道 双喷嘴 长型芯 弯曲变形 熔体压力 压力平衡
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