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华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术 被引量:2
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作者 熊夫睿 沈平川 +2 位作者 王新军 叶献辉 张毅雄 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第S01期83-91,共9页
华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评... 华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。 展开更多
关键词 华龙一号 反应堆冷却剂系统 抗震分析 载荷环境
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基于拓扑优化的燃料组件下管座过滤结构设计方法研究
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作者 段鑫 霍东 +4 位作者 任全耀 李权 张博 章静 孟亮 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S2期410-417,共8页
下管座是支撑定位燃料组件的基本结构件,具备异物过滤及提供冷却剂通道的关键作用,对提高反应堆的安全性有重要意义。为提升下管座的异物过滤性能,基于拓扑优化理论提出了一种全新的下管座过滤结构设计方法。将异物过滤问题抽象为异物... 下管座是支撑定位燃料组件的基本结构件,具备异物过滤及提供冷却剂通道的关键作用,对提高反应堆的安全性有重要意义。为提升下管座的异物过滤性能,基于拓扑优化理论提出了一种全新的下管座过滤结构设计方法。将异物过滤问题抽象为异物与过滤结构的几何约束问题,从而耦合到流道拓扑优化的过程中,实现异物过滤性能和压降性能的综合优化。选取反应堆内的典型异物开展过滤结构优化设计,利用CFD方法分析压降性能,通过增材制造打印完成过滤结构试验件制备,并开展异物过滤试验验证异物过滤性能。研究结果表明,相较于原结构,在?1.8 mm×10 mm、φ1 mm×8 mm、φ8 mm×1.2 mm三种典型异物的过滤试验中,异物过滤性能分别提升60%、25%、20%。CFD数值模拟结果表明,拓扑优化过滤结构的压降相较于原结构降低了27%。基于拓扑优化的异物过滤结构实现了异物过滤性能和压降性能的综合显著提升。 展开更多
关键词 燃料组件 下管座 拓扑优化 异物过滤试验 增材制造
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模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究 被引量:2
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作者 尹莎莎 方华伟 +4 位作者 秋穗正 黄伟 陈志辉 田野 田雅婧 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期124-131,共8页
模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和... 模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系统安全进行研究。在此基础上提出了SMR自动卸压系统优化改进方案,通过对自动卸压系统各级卸压管线的位置和阀门有效面积进行深入研究,并对相关参数进行敏感性分析,提出符合反应堆自身特点的卸压阀门有效面积的优化设计方案,为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考。 展开更多
关键词 模块化小型核反应堆 严重事故 自动卸压系统
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基于“全局-局部”搜索的核反应堆运行孪生反问题求解 被引量:1
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作者 龚禾林 洪历展 +6 位作者 赵文博 王江宇 廖鸿宽 李天涯 钟旻霄 李庆 陈长 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期1424-1431,共8页
反应堆运行孪生在反应堆运行过程中为反应堆提供实时的参数和物理场估计,为后续相关安全参数计算提供输入。反问题求解是反应堆运行孪生的核心模块,是确保运行孪生参数和物理场估计的实时性和准确性的关键。当前的运行孪生反问题求解方... 反应堆运行孪生在反应堆运行过程中为反应堆提供实时的参数和物理场估计,为后续相关安全参数计算提供输入。反问题求解是反应堆运行孪生的核心模块,是确保运行孪生参数和物理场估计的实时性和准确性的关键。当前的运行孪生反问题求解方法依赖于初始参数的估计,其估计精度直接决定数字孪生的精度。为了提高运行孪生反问题求解精度和计算效率,本文提出了“全局-局部”搜索(GLS)的反问题求解方法。对基于华龙一号构建的反应堆运行孪生进行了测试,考察了观测量无噪声和有噪声时反问题求解的精度和计算效率。结果表明,此方法可为反应堆运行孪生提供实时准确的参数和物理场估计,为工程实践打下了基础。 展开更多
关键词 反应堆运行孪生 反问题 模型降阶 华龙一号
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新型核反应堆用氢化钇慢化材料关键性能概述
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作者 段振刚 高士鑫 +4 位作者 赵艳丽 李垣明 辛勇 李权 粟敏 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期513-520,共8页
由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活... 由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活等优点。同时金属氢化物与纯水和液态氢气相比具有同等甚至更高的氢原子浓度,其慢化性能更优越。因此,成为高温慢化材料的重点研发对象。本文概述了氢化钇的关键性能,同时与氢化锆进行了简要对比。相比氢化锆,氢化钇具有高温稳定性好、导热性高、热膨胀率不存在相变和适用的温度更高的优点,可满足高温的堆芯设计要求,在新型紧凑型反应堆技术中表现出较大的应用潜力。 展开更多
关键词 新型核反应堆 慢化材料 金属氢化物 氢化钇 氢化锆
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核反应堆堆内构件用304H奥氏体不锈钢敏化非腐蚀条件下的性能研究 被引量:4
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作者 王庆田 胡朝威 +2 位作者 冷晓春 蒋兴钧 王仲辉 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2018年第22期101-105,共5页
介绍了压水型反应堆堆内构件常用的各种奥氏体不锈钢牌号,包括化学成分和力学性能差异。结合压水型反应堆堆内构件用材料的性能要求,分析了304H奥氏体不锈钢在敏化条件下的碳化铬Cr23C6在晶界的析出形态以及各种腐蚀介质对304H不锈钢性... 介绍了压水型反应堆堆内构件常用的各种奥氏体不锈钢牌号,包括化学成分和力学性能差异。结合压水型反应堆堆内构件用材料的性能要求,分析了304H奥氏体不锈钢在敏化条件下的碳化铬Cr23C6在晶界的析出形态以及各种腐蚀介质对304H不锈钢性能的影响。研究了304H不锈钢在敏化非腐蚀条件下的力学性能。结果表明,敏化后的304H不锈钢,力学性能有一定程度的下降。 展开更多
关键词 堆内构件 304H不锈钢 敏化 非腐蚀 性能
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氘氚聚变反应历史测量系统优化设计及亚纳秒信号恢复方法研究 被引量:1
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作者 刘斌 胡华四 +1 位作者 吕焕文 肖锋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期713-720,共8页
针对传统光路追迹设计方法的不足,建立了遗传算法调用Geant4程序优化设计方法并应用于气体切伦科夫系统的优化设计,取得了较传统光路追迹设计方法优良的系统时间响应和探测效率,对于GCD(gas Cherenkov detector)系统,优化设计后探测效... 针对传统光路追迹设计方法的不足,建立了遗传算法调用Geant4程序优化设计方法并应用于气体切伦科夫系统的优化设计,取得了较传统光路追迹设计方法优良的系统时间响应和探测效率,对于GCD(gas Cherenkov detector)系统,优化设计后探测效率增加20%且时间响应压缩7.2%,对于GRH(gamma reaction history)系统,优化结果效率较传统光路追迹方法相对提高91.2%。针对聚变测量过程,通过比较研究,确立了MRNSD(modified residual norm steepest descent)方法为聚变反应历史测量过程信号恢复方法,该方法可实现在响应函数半高宽10倍于待恢复信号半高宽,且存在相对信号峰值10%高斯白噪声情况下的亚纳秒信号恢复,适合于氘氚聚变反应历史测量。 展开更多
关键词 氘氚反应历史测量 气体切伦科夫系统 遗传算法 Geant4模拟 亚纳秒信号恢复
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核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究 被引量:2
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作者 姜露 张丽屏 +3 位作者 傅孝龙 孙英学 刘文进 杨宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第1期185-191,共7页
为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因... 为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因,总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制,并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明,温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大;瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大,急速升压会使得分离量快速增大;在启停堆瞬态循环作用下,密封面处分离量曲线呈现周期性特征,经历若干次循环后分离量曲线达到稳定,密封面局部弹塑性变形达到安定,整体塑性变形分布趋于均匀。 展开更多
关键词 压力容器主密封 瞬态条件 主螺栓应力 密封分离量 累积塑性变形
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快速增压自由汽泡冷凝相间换热实验研究
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作者 邓杰文 黄涛 +4 位作者 朱隆祥 潘良明 孙皖 张卢腾 马在勇 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第6期1294-1301,共8页
在使用系统分析计算程序计算一回路及二回路流体参数中,采用两流体模型计算空泡份额和流体温度会有更准确的预测效果。在两流体模型中需要确定的一个重要参数是汽泡冷凝相间换热系数。本实验中,通过对加热板产生并漂浮在大空间中的饱和... 在使用系统分析计算程序计算一回路及二回路流体参数中,采用两流体模型计算空泡份额和流体温度会有更准确的预测效果。在两流体模型中需要确定的一个重要参数是汽泡冷凝相间换热系数。本实验中,通过对加热板产生并漂浮在大空间中的饱和汽泡快速增压,使汽泡冷凝并计算得到相间换热系数。实验工况的压力范围为0.10~2.53 MPa,实验的雅可比数为5.46~17.41。实验中提出对压力快速变化过程的相间系数处理方法,拟合得到努塞尔数的表达式,平均误差为23.5%。拟合的关系式与实验数据进行对比验证,预测平均误差为21.32%。 展开更多
关键词 汽泡冷凝 快速增压 相间换热系数
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Zr-4合金微动磨损特性实验研究 被引量:1
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作者 刘海东 贺凯 +5 位作者 伏锦胜 李正阳 蒲曾坪 任全耀 陈德奇 汪宁远 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第4期891-899,共9页
核燃料棒包壳微动磨损特性对反应堆系统安全性至关重要。为研究Zr-4合金包壳微动磨损特性,本文通过搭建微动磨损实验装置,采用线接触方式开展Zr-4合金微动磨损实验研究,针对不同位移幅值研究Zr-4合金微动磨损的微观形貌和元素变化及其... 核燃料棒包壳微动磨损特性对反应堆系统安全性至关重要。为研究Zr-4合金包壳微动磨损特性,本文通过搭建微动磨损实验装置,采用线接触方式开展Zr-4合金微动磨损实验研究,针对不同位移幅值研究Zr-4合金微动磨损的微观形貌和元素变化及其磨损机制。结果表明:位移幅值增大导致磨损现象加剧,最大磨损深度和磨损体积增加,尤其在加速磨损区Zr-4合金微动损伤加速恶化,最大磨损深度和磨损体积的增长速率分别达到峰值0.34μm/μm、0.52×10^(-2) mm^(3)/μm。整个微动磨损过程中,磨损区域均伴随着Zr、Fe、Cr等金属氧化物的产生,局部磨损区域存在磨屑的转移与黏着。低磨损区的整个损伤区域被平滑的三体层覆盖;加速磨损区的整个损伤区域存在凹痕形成和三体层动态变换现象;稳定磨损区的损伤中心区域三体层发生片状脱落,并伴有微观裂纹萌生。本文研究结果为Zr-4合金包壳在压水堆服役中的微动磨损行为提供了数据参考。 展开更多
关键词 包壳 ZR-4合金 微动磨损 磨损机制
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Mode-C运行与控制模式设计技术研究 被引量:5
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作者 刘同先 李庆 +5 位作者 王晨琳 李天涯 肖鹏 蒋朱敏 刘晓黎 甯忠豪 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第1期121-127,共7页
本文基于运行与控制模式设计,结合核电厂的运行需求,针对国内压水堆核电厂以基负荷运行方式为主、负荷跟踪运行需求较少的特点,首次开展了与之适应的Mode-C运行与控制模式设计。通过控制策略设计、控制棒设置设计、核电厂运行方式设计... 本文基于运行与控制模式设计,结合核电厂的运行需求,针对国内压水堆核电厂以基负荷运行方式为主、负荷跟踪运行需求较少的特点,首次开展了与之适应的Mode-C运行与控制模式设计。通过控制策略设计、控制棒设置设计、核电厂运行方式设计、核电厂运行范围设计等设计步骤,研究Mode-C运行与控制模式的设计技术。结果表明:采用Mode-C模式的压水堆核电厂能根据负荷变化需求选择执行单变量自动控制模式或双变量自动控制模式,实现了设定的控制策略,Mode-C运行与控制模式的设计技术在反应堆物理专业方面是可行的。 展开更多
关键词 压水堆 运行与控制模式 Mode-C 负荷跟踪
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双层隔振系统的隔振器刚度适配研究
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作者 江小州 刘帅 +3 位作者 黄旋 张文正 王碧浩 袁志豪 《噪声与振动控制》 北大核心 2025年第1期276-280,298,共6页
以双层隔振系统为研究对象,建立双层隔振系统的三维有限元模型。在给定的刚度范围内,单独改变设备隔振器刚度值或者底座隔振器刚度值时发现,任意一层隔振器刚度的变化对各级隔振均产生一定的影响。从底座隔振器与设备隔振器刚度比的角... 以双层隔振系统为研究对象,建立双层隔振系统的三维有限元模型。在给定的刚度范围内,单独改变设备隔振器刚度值或者底座隔振器刚度值时发现,任意一层隔振器刚度的变化对各级隔振均产生一定的影响。从底座隔振器与设备隔振器刚度比的角度出发,对两层隔振器的刚度进行适配,研究结果表明:在刚度适配时,可能出现振动传递过程中振动放大的情况;当刚度比相同时,在刚度值较小的工况下传递到底座上的振动加速度级比刚度值较大的工况小,同时其整体隔振效果也更好;在所计算的工况中,最优刚度适配工况下的整体隔振效果比最差刚度适配工况提高9.8 dB,传递到底座的振动加速度级降低12.3 d B,辐射声功率级总值降低12.8 dB。 展开更多
关键词 振动与波 双层隔振系统 刚度比 隔振器刚度适配 整体隔振效果 声功率级
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钠冷快堆功率量程测量装置设计
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作者 黄有骏 李丹 +3 位作者 单伟 李昆 高志宇 刘耀隆 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第9期1361-1367,共7页
本文设计了一种用于快堆的功率量程测量装置,开发了高分辨率线性微电流放大技术、快堆环境噪声抑制技术和基于物理模型的中子的噪声修正技术,通过实验室和实堆验证,成功实现了快堆功率量程通道信号测量,保证了我国首个商用钠冷快堆的顺... 本文设计了一种用于快堆的功率量程测量装置,开发了高分辨率线性微电流放大技术、快堆环境噪声抑制技术和基于物理模型的中子的噪声修正技术,通过实验室和实堆验证,成功实现了快堆功率量程通道信号测量,保证了我国首个商用钠冷快堆的顺利运行。 展开更多
关键词 钠冷快堆 功率量程通道 微电流
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HDR实验堆压力容器-水平管道系统热分层的大涡模拟
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作者 高启丹 程钱 +1 位作者 余晓菲 周进雄 《应用力学学报》 北大核心 2025年第5期1148-1154,共7页
热分层现象是导致压水反应堆(pressurized water reactor,PWR)管道系统热疲劳失效的主要原因之一。旨在研究反应堆结构中热分层现象引起的管道结构瞬态热分布特征,确定热疲劳敏感点。参考HDR(Heiss Dampf Reaktor)管道热分层实验,建立... 热分层现象是导致压水反应堆(pressurized water reactor,PWR)管道系统热疲劳失效的主要原因之一。旨在研究反应堆结构中热分层现象引起的管道结构瞬态热分布特征,确定热疲劳敏感点。参考HDR(Heiss Dampf Reaktor)管道热分层实验,建立了含反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)的全尺寸HDR实验堆仿真模型。研究中,流场计算采用大涡模拟(large eddy simulation,LES)数值方法,以解决大尺度和小尺度的湍流运动对非稳态流动传热过程的影响,耦合固体导热方程,完成了水平管道系统共轭传热分析。结果表明:大涡模拟方法适用于热分层问题研究,对于流场及结构温度分布预测结果与实验数据吻合良好。研究确定了水平管道发生热分层现象时结构温度波动强度最大位置,该点可作为热疲劳分析敏感点。本研究数值模拟方法和分析结果可为压水堆管道系统及设备的结构完整性和安全性评估提供参考。 展开更多
关键词 压水反应堆 热分层 大涡模拟 共轭传热
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反应堆自动调平检修平台设计 被引量:2
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作者 董岱林 杜华 +2 位作者 罗英 郭峰 万浩 《机械设计》 CSCD 北大核心 2021年第5期76-80,共5页
根据高温气冷堆球形顶盖的特点,以及重要核级设备表面不得有划痕或损伤的要求,设计了一种就位于反应堆球形顶盖且可自动调整水平的专用检修平台。该检修平台支腿采用上下两段分别伸缩的方式,可有效防止支腿相对反应堆顶盖滑动,以免对核... 根据高温气冷堆球形顶盖的特点,以及重要核级设备表面不得有划痕或损伤的要求,设计了一种就位于反应堆球形顶盖且可自动调整水平的专用检修平台。该检修平台支腿采用上下两段分别伸缩的方式,可有效防止支腿相对反应堆顶盖滑动,以免对核级设备造成损伤;系统的3条支腿上部向内倾斜,1条支腿与中部安装框架垂直的布置方式,使支腿受力更好,更能适应球形顶盖的特点。 展开更多
关键词 反应堆 球形顶盖 自动调平 检修平台 分段式 倾斜布置
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非能动余热排出系统设计容量论证方法研究 被引量:1
16
作者 冉旭 李峰 +1 位作者 张丹 张卓华 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第1期49-53,共5页
国产三代自主化核电项目华龙一号的设计特点之一是采用能动与非能动相结合的安全设计理念,其中,为对抗全厂断电事故,增设了二次侧非能动余热排出系统(PRS)。非能动系统运行特殊,并且华龙一号的二次侧非能动余热排出系统是国内大型核电... 国产三代自主化核电项目华龙一号的设计特点之一是采用能动与非能动相结合的安全设计理念,其中,为对抗全厂断电事故,增设了二次侧非能动余热排出系统(PRS)。非能动系统运行特殊,并且华龙一号的二次侧非能动余热排出系统是国内大型核电厂中的首次应用,因此,需要建立一套非能动余排系统的设计方法。本文针对华龙一号PRS的设计容量展开研究,摸索出一套论证方法,从安全功能出发,抓住影响余排系统设计容量的主要因素,确定其设计容量为1.8%FP,并探讨了非能动余排系统安全功能拓展后的设计容量,为该系统的后续工程具体方案设计提供基础。 展开更多
关键词 非能动余热排出系统 设计容量 华龙一号
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考虑瞬态分析的反应堆结构关键间隙优化设计 被引量:1
17
作者 胡朝威 王庆田 +5 位作者 夏欣 李燕 何培峰 余志伟 蒋兴钧 王仲辉 《兵器装备工程学报》 CAS 2016年第11期146-150,共5页
反应堆堆内关键间隙设计是反应堆堆内构件结构设计的关键内容。分析了影响堆内构件与压力容器间间隙值的影响因素,针对三种典型间隙,基于通用有限元软件ANSYS,研究了瞬态工况下反应堆内关键间隙变化,提出了一种新的反应堆内关键间隙优... 反应堆堆内关键间隙设计是反应堆堆内构件结构设计的关键内容。分析了影响堆内构件与压力容器间间隙值的影响因素,针对三种典型间隙,基于通用有限元软件ANSYS,研究了瞬态工况下反应堆内关键间隙变化,提出了一种新的反应堆内关键间隙优化设计方法。研究成果已成功应用于三代核电华龙一号反应堆内关键间隙的优化设计中,有效提高了反应堆内关键间隙设计的合理性和可靠性。 展开更多
关键词 反应堆结构 瞬态 关键间隙
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船用反应堆屏蔽设计的可视化与快速计算功能开发 被引量:2
18
作者 于志翔 邹树梁 何震 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期554-559,共6页
船用反应堆的屏蔽设计问题直接关系到核能能否安全的用作舰船的动力系统。MCNP在船用反应堆的屏蔽计算中应用十分广泛,但其输入程序的编写及输出结果的整理较为繁琐,为了使用户更加简便的编写MCNP输入文件,直观的分析输出结果,本文开发... 船用反应堆的屏蔽设计问题直接关系到核能能否安全的用作舰船的动力系统。MCNP在船用反应堆的屏蔽计算中应用十分广泛,但其输入程序的编写及输出结果的整理较为繁琐,为了使用户更加简便的编写MCNP输入文件,直观的分析输出结果,本文开发了针对MCNP输入与输出文件的可视化软件。此外,在船用反应堆的屏蔽设计过程中需要MCNP进行大量屏蔽计算,所耗时间过长,为了实现在一定误差范围内的快速计算功能,本文采用BP神经网络模拟学习MCNP的计算过程,仅需给出指定的输入变量即可预测屏蔽计算输出结果,解决了MCNP计算耗时过长问题,提高了屏蔽设计优化效率。 展开更多
关键词 屏蔽计算 可视化 BP神经网络
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非线性能量阱的曲梁设计研究
19
作者 郑智伟 黄修长 +2 位作者 华宏星 袁志豪 杨咏 《振动与冲击》 EI CSCD 北大核心 2024年第22期53-61,共9页
非线性能量阱(nonlinear energy sink,NES)在减振和能量采集领域具有重要价值。尽管立方刚度NES及含立方刚度的双稳态NES已受广泛研究,但精确实现指定立方刚度的方法鲜有讨论。为此针对基于欧拉曲梁实现的NES开展研究,通过减小曲梁回复... 非线性能量阱(nonlinear energy sink,NES)在减振和能量采集领域具有重要价值。尽管立方刚度NES及含立方刚度的双稳态NES已受广泛研究,但精确实现指定立方刚度的方法鲜有讨论。为此针对基于欧拉曲梁实现的NES开展研究,通过减小曲梁回复力与一个特定的理想非线性回复力之间的相对偏差,来实现NES中精确的立方刚度。基于欧拉梁理论得到圆弧梁和折线梁的初始刚度公式,用于设计曲梁长度。基于有限元方法求解了不同曲梁形状的非线性回复力,确定了能够实现立方刚度的圆弧梁和折线梁形状,并得到了满足相对偏差要求的临界位移拟合公式。基于以上两个公式总结出一套快速设计曲梁的方法,通过合理调节形状和截面尺寸使曲梁的回复力在需要的变形区间内逼近于理想非线性回复力。与有限元仿真进行对比,推导的解析公式可以对大初始挠度曲梁的初始刚度进行精确计算,设计出的NES回复力与目标之间的相对偏差绝对值小于1%。该设计方法有助于更精准、高效地设计NES,为曲梁实现非线性弹簧提供了新的设计方法。 展开更多
关键词 欧拉曲梁 非线性能量阱(NES) 立方刚度 非线性回复力
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核安全级DCS系统响应时间测试样本量分析方法研究
20
作者 文景 解保林 +4 位作者 马象睿 郑骈垚 曾景晖 贺先建 陈钊 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第1期85-92,共8页
为保证安全级DCS系统响应时间测试的充分性,需确定测试样本量,以评定响应时间在给定置信度下不超过限值的概率。通过对安全级DCS系统响应时间特性进行分析及模型仿真,以及对仿真和实测数据进行检验,明确了响应时间符合正态分布特性。基... 为保证安全级DCS系统响应时间测试的充分性,需确定测试样本量,以评定响应时间在给定置信度下不超过限值的概率。通过对安全级DCS系统响应时间特性进行分析及模型仿真,以及对仿真和实测数据进行检验,明确了响应时间符合正态分布特性。基于响应时间的正态分布特性和不超过某一规范限值的要求,提出了通过计算测试数据的可靠度置信下限,并比较其是否大于要求的可靠度置信下限来判断测试数据的充分性。最后,利用非中心t分布并参考相关标准,给出了方程求解法和查表法两种确定响应时间测试样本量的方法,并在工程实践中进行应用。结果表明,该分析方法具备在工程实践中应用的可行性。 展开更多
关键词 安全级DCS 响应时间 测试 样本量 分析 正态分布 非中心t分布
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