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钨-镍合金涂层的制备工艺及屏蔽性能研究
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作者 陆海峰 王博 +4 位作者 张泽群 邓春银 蒲立星 刘省勇 张文利 《热加工工艺》 北大核心 2025年第2期53-58,共6页
针对核电站新型屏蔽材料的需求,采用高能等离子喷涂技术制备钨-镍合金涂层,对其微观形貌、成分分布、硬度及结合强度等性能进行分析,并通过理论计算和实际测试的方法对比研究钨-镍合金涂层和铅的屏蔽能力。结果表明,钨-镍合金涂层厚度为... 针对核电站新型屏蔽材料的需求,采用高能等离子喷涂技术制备钨-镍合金涂层,对其微观形貌、成分分布、硬度及结合强度等性能进行分析,并通过理论计算和实际测试的方法对比研究钨-镍合金涂层和铅的屏蔽能力。结果表明,钨-镍合金涂层厚度为875μm左右,整体致密均匀,孔隙率仅为5.1%;涂层内无氧化及裂纹现象发生,平均硬度为523 HV0.3,结合强度达47.3 MPa。屏蔽能力对比分析结果显示,理论计算和实际测试结果相近,在同一厚度下钨-镍合金涂层对γ射线的屏蔽能力较铅更为优异,具有一定的应用前景。 展开更多
关键词 等离子喷涂 钨-镍合金涂层 孔隙率 屏蔽能力
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反应堆压力容器大型锻件热加工质量控制研究 被引量:19
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作者 阚玉琦 陈晓青 梁书华 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2009年第23期138-141,共4页
目前国际上普遍采用锻件制造反应堆压力容器,反应堆压力容器锻件的热加工的质量控制直接关系到反应堆压力容器部件的质量,反应堆压力容器部件制造质量是能否满足设计质量的关键。以某百万千瓦级核电站反应堆压力容器顶盖法兰锻件的生产... 目前国际上普遍采用锻件制造反应堆压力容器,反应堆压力容器锻件的热加工的质量控制直接关系到反应堆压力容器部件的质量,反应堆压力容器部件制造质量是能否满足设计质量的关键。以某百万千瓦级核电站反应堆压力容器顶盖法兰锻件的生产为例,针对锻件的特点,控制生产中重要工序的质量影响因素,过程控制中应注意的问题和避免出现质量问题的关键。分析如何通过对热加工质量的过程控制,得到满足设计要求的合格产品。主要涉及到炼钢、锻造、热处理等工序过程控制的实施。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 大型锻件 质量控制
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A335P92钢管局部热处理温度场有限元模拟研究 被引量:5
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作者 张建林 鲁立 +1 位作者 朱平 杨佳 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2018年第16期208-211,共4页
利用ANSYS有限元软件建立了A335P92钢管电加热带局部热处理的有限元模型,模拟了热处理过程中温度场的分布规律,计算了管道规格、升温速率、加热宽度、保温宽度、内壁换热系数对管道恒温阶段内外壁温差的影响规律,提出了A335P92钢管焊后... 利用ANSYS有限元软件建立了A335P92钢管电加热带局部热处理的有限元模型,模拟了热处理过程中温度场的分布规律,计算了管道规格、升温速率、加热宽度、保温宽度、内壁换热系数对管道恒温阶段内外壁温差的影响规律,提出了A335P92钢管焊后局部热处理时需要重点注意的事项。 展开更多
关键词 A335P92钢 局部热处理 有限元模拟
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压水堆核电厂反应堆一回路承压管道高周热疲劳分析探讨
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作者 赵万祥 徐成杰 +5 位作者 陈明亚 林磊 余伟炜 彭群家 马官兵 韩姚磊 《压力容器》 北大核心 2025年第5期38-45,共8页
针对压水堆核电厂一回路承压管道在长寿期运行中易发生高周热疲劳问题,采用数值仿真与在线监测相结合的方法进行了深入分析。数值仿真结果显示,在5×10^(-3)Hz入口温度波动频率下,焊缝附近温度变化明显;而在2×10^(-2)Hz高频波... 针对压水堆核电厂一回路承压管道在长寿期运行中易发生高周热疲劳问题,采用数值仿真与在线监测相结合的方法进行了深入分析。数值仿真结果显示,在5×10^(-3)Hz入口温度波动频率下,焊缝附近温度变化明显;而在2×10^(-2)Hz高频波动下,温度变化被显著衰减,内壁面温度衰减率可达82.7%。研究开发了TECMAN疲劳管理分析软件,该软件能有效监测到管道内流体的热分层和热冲击现象,并成功应用于国内某大型压水堆核电机组。研究可为核电厂一回路承压管道的热疲劳管理提供科学依据和技术支撑,有助于保障核电厂的安全稳定运行。 展开更多
关键词 承压管道 高周疲劳 振荡频率 裂纹萌生 裂纹扩展
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核电厂厚壁承压管道异种钢焊缝的焊接残余应力数值仿真研究
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作者 陈明亚 余伟炜 +4 位作者 韩姚磊 林磊 彭群家 史芳杰 赵万祥 《机械强度》 北大核心 2025年第8期59-65,共7页
压水堆核电厂反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)、蒸汽发生器(Steam Generator,SG)、主泵等大型碳钢设备的容器管嘴与奥氏体钢管道通过异种钢焊缝(Dissimilar Metal Weld,DMW)相连接。厚壁DMW存在材料不均和较为复杂的焊接... 压水堆核电厂反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)、蒸汽发生器(Steam Generator,SG)、主泵等大型碳钢设备的容器管嘴与奥氏体钢管道通过异种钢焊缝(Dissimilar Metal Weld,DMW)相连接。厚壁DMW存在材料不均和较为复杂的焊接残余应力(Weld Residual Stress,WRS),容易导致疲劳或应力腐蚀裂纹的产生。首先,调研了国际上经测量和数值分析获得的核电厂DMW的WRS情况;其次,基于一种单元体的体积均匀加热的WRS快速仿真方法,获取了一回路热管段(RPV出口至SG进口之间的连接管段,其为一回路压力边界中运行参数最高的管段)DMW的WRS。数值仿真分析的结果与美国推荐的拟合包络曲线趋势一致,且整体上可以被美国推荐的拟合曲线包络,说明所述的WRS快速仿真方法是可行的。厚壁DMW的WRS数值较大,但在管道内、外表面位置处的应力值比美国的推荐值保守,表明在实际结构分析中可以获得更多的安全裕度。 展开更多
关键词 压水堆 异种钢焊缝 焊接残余应力 数值分析
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长时服役后HR3C耐热钢的微观组织与拉伸性能变化研究 被引量:3
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作者 徐良 周江 +6 位作者 项国东 金晓 张显程 夏咸喜 朱保印 赵彦芬 张国栋 《热加工工艺》 北大核心 2024年第8期146-150,共5页
碳中和技术成为火力发电的最有效解决方式之一,HR3C奥氏体耐热钢因其具有优异的高温性能而成为超超临界机组使用的典型高温部件材料。采用SEM、TEM、EBSD等技术对未服役样品和服役时长分别为35564、67705 h的样品进行微观组织观察,同时... 碳中和技术成为火力发电的最有效解决方式之一,HR3C奥氏体耐热钢因其具有优异的高温性能而成为超超临界机组使用的典型高温部件材料。采用SEM、TEM、EBSD等技术对未服役样品和服役时长分别为35564、67705 h的样品进行微观组织观察,同时对几种材料的室温拉伸和高温拉伸性能进行了测量。结果表明:HR3C耐热钢具有良好的高温稳定性,在晶粒组及能源革命的大背景下,超超临界发电织与未服役样品一致,仍为孪晶奥氏体组织。此外,服役后HR3C的大角晶界处出现连续分布的M23C6相,并在晶界附近观察到纳米级NbCrN相。长时服役后其室温拉伸性能和高温拉伸性能与未服役样品并无明显变化。 展开更多
关键词 耐热钢 HR3C 服役 微观组织 拉伸性能
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关于核电厂压力容器顶盖热套管磨损下沉导致控制棒卡涩问题的研究 被引量:1
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作者 许友龙 毛欢 +2 位作者 刘莞 郑丽馨 李洋 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期333-340,共8页
热套管在国内被认为是控制棒驱动机构的部件之一,其吊挂在驱动机构密封壳底部,采用非固定式安装结构形式。欧美核工业界一般把热套管视为压力容器顶盖的内部构件之一,对控制棒驱动杆起导向作用,同时对顶盖贯穿件起保护作用。在冷却剂的... 热套管在国内被认为是控制棒驱动机构的部件之一,其吊挂在驱动机构密封壳底部,采用非固定式安装结构形式。欧美核工业界一般把热套管视为压力容器顶盖的内部构件之一,对控制棒驱动杆起导向作用,同时对顶盖贯穿件起保护作用。在冷却剂的流动冲击下,热套管会发生振动并与密封壳底部互相磨损,致使热套管下沉甚至断裂,从而可能会导致控制棒卡涩。此类问题对于我国M310及其改进型机组具有较高的反馈价值。本文将分析国内外核电厂压力容器顶盖热套管磨损下沉导致控制棒卡涩问题的研究现状、事件原因和维修策略,并提出合理建议。 展开更多
关键词 热套管 控制棒卡棒 磨损 流致振动
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不锈钢表面油漆干冰去污工艺及其放射性应用研究
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作者 陆海峰 魏少翀 +3 位作者 陆壮 潘晨阳 陈国星 王博 《热加工工艺》 北大核心 2024年第22期34-39,共6页
为探究干冰去污技术对放射性污染的去除效果,试验在非放环境下以表面涂油漆的不锈钢作为研究对象,搭建干冰去污成套装置,设计正交试验方案,以去污面积为评价标准,获得最佳去污工艺参数。在不同去污次数下分析基体的表面粗糙度、金相组... 为探究干冰去污技术对放射性污染的去除效果,试验在非放环境下以表面涂油漆的不锈钢作为研究对象,搭建干冰去污成套装置,设计正交试验方案,以去污面积为评价标准,获得最佳去污工艺参数。在不同去污次数下分析基体的表面粗糙度、金相组织及显微硬度,探究干冰去污对基体的损伤行为。采用干冰去污技术在核电站现场对沾污工器具进行去污应用。结果表明,不锈钢表面油漆的最佳干冰去污参数为:气体压力5 bar、干冰流量20 kg/h、去污速度100 mm/min、喷射距离100 mm、去污次数4次。最佳参数下,去污厚度约为43.26μm,油漆被完全去除;干冰去污次数的增加,导致表面粗糙度降低,但金相组织和显微硬度和基体保持不变,说明干冰去污对基体无损伤影响;沾污工器具在干冰去污作用下去污因子和去污效率最高分别达79.8%和98.7%,满足核电站清洁解控标准,且放射性粉尘、气溶胶被完全净化吸收。 展开更多
关键词 干冰去污 去污面积 粗糙度 去污因子 清洁解控
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基于不同评估规范的过热器联箱蠕变-疲劳损伤分析
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作者 张浩 夏咸喜 +3 位作者 张天宇 田根起 王小威 巩建鸣 《动力工程学报》 北大核心 2025年第2期205-213,共9页
超临界机组过热器出口联箱长期在高温、高压的恶劣工况下工作,高温环境下频繁启停及长时间稳态运行导致联箱承受典型的蠕变-疲劳损伤。为确保超临界机组的长周期稳定运行,应选取合适的损伤评估方法对机组损伤状态进行评价。以某发电厂... 超临界机组过热器出口联箱长期在高温、高压的恶劣工况下工作,高温环境下频繁启停及长时间稳态运行导致联箱承受典型的蠕变-疲劳损伤。为确保超临界机组的长周期稳定运行,应选取合适的损伤评估方法对机组损伤状态进行评价。以某发电厂超临界机组过热器联箱为分析对象,基于有限元软件Abaqus获取机组运行期间联箱应力的分布情况,分别采用ASME-Ⅲ标准、RCC-MRx标准、R5规程进行损伤评价。结果表明:ASME-Ⅲ标准评估的许用时间与检修年限相当;RCC-MRx标准评价结果偏大,过于保守;R5规范评价结果非保守,明显小于前两者;因此,对于此类设备可优先选用ASME-Ⅲ规范作为损伤评估准则,在ASME-Ⅲ标准评估结果趋于保守时,可采用R5规范作为替代方案。 展开更多
关键词 过热器 评估规范 蠕变-疲劳 损伤
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中子辐照后奥氏体不锈钢的焊接性研究进展
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作者 尹少华 陈英杰 +3 位作者 孙志强 杨佳 郭召生 罗震 《材料工程》 北大核心 2025年第10期63-70,共8页
随着压水堆核电站服役时间的增加,奥氏体不锈钢作为反应堆堆芯结构材料,其可焊性因中子辐照损伤而逐渐劣化。中子辐照会导致材料内部产生空洞、He泡、位错环等微观结构缺陷,其中氦的生成源于硼(B)和镍(Ni)的核嬗变反应。氦在焊接过程中... 随着压水堆核电站服役时间的增加,奥氏体不锈钢作为反应堆堆芯结构材料,其可焊性因中子辐照损伤而逐渐劣化。中子辐照会导致材料内部产生空洞、He泡、位错环等微观结构缺陷,其中氦的生成源于硼(B)和镍(Ni)的核嬗变反应。氦在焊接过程中扩散并聚集于晶界,形成He泡,焊后冷却时的拉应力促使氦致裂纹(HeIC)的产生。本文综述了中子辐照后奥氏体不锈钢的辐照损伤机制,重点讨论了HeIC的形成机理及影响因素,分析了不同焊接方法下HeIC的含量阈值,指出焊接热输入与氦含量阈值之间存在显著关系,降低热输入可有效提高含量阈值。此外,总结了抑制HeIC的两种主要方法:减小焊接热输入和降低焊接拉应力,并介绍了辅助光束应力改善激光焊接技术等先进焊接工艺。最后,指出未来应重点开发高能量密度焊接设备和智能控制焊接技术,以应对核电机组堆内构件焊接修复的挑战。 展开更多
关键词 中子辐照 氦致裂纹 奥氏体不锈钢 焊接性
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热处理工艺对P91耐热钢中δ-铁素体和冲击性能的影响 被引量:17
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作者 张建斌 刘帆 薛飞 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第8期1318-1322,共5页
P91耐热钢热加工(轧制、焊接、热处理)过程中易产生δ-铁素体,且其形态、数量和分布与热加工温度关系密切。通过设计P91耐热钢热处理工艺,在1 150℃、1 250℃、1 300℃温度下正火获得马氏体+δ-铁素体混合组织,并对1 300℃正火组织进行1... P91耐热钢热加工(轧制、焊接、热处理)过程中易产生δ-铁素体,且其形态、数量和分布与热加工温度关系密切。通过设计P91耐热钢热处理工艺,在1 150℃、1 250℃、1 300℃温度下正火获得马氏体+δ-铁素体混合组织,并对1 300℃正火组织进行1 050℃(油冷)+760℃(空冷)。采用金相显微镜、显微硬度计和扫描电子显微镜等技术研究δ-铁素体数量、形态、分布的变化,并测试各热处理状态下的冲击韧性和失效模式。结果表明,P91钢随着正火温度升高,δ-铁素体数量增加;形态呈细条状、细条状+块状和多边形块状分布;1 050℃正火+760℃回火不能消除在1 300℃正火时产生的δ-铁素体,但能减少其数量、改变其形态与分布。随δ-铁素体含量增加冲击功减小,冲击断口形貌从韧/脆混合断裂转变为脆性断裂,边界平直的块状多边形δ-铁素体较条状形态更不利于冲击韧性。 展开更多
关键词 耐热钢 热处理 Δ-铁素体 冲击韧性
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热老化对主泵泵壳材料失效评定曲线的影响研究 被引量:21
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作者 余伟炜 田阳 +1 位作者 薛飞 蒙新明 《压力容器》 2014年第5期23-29,12,共8页
主要研究了热老化对主泵泵壳材料CF8在室温和350℃温度下拉伸性能以及失效评定曲线的影响。对经历不同老化时间的试样进行恒应变速率下的拉伸试验,采用Ramberg-Osgood(R-O)模型对拉伸真应力—真应变曲线进行分析,并将分析结果用于失效... 主要研究了热老化对主泵泵壳材料CF8在室温和350℃温度下拉伸性能以及失效评定曲线的影响。对经历不同老化时间的试样进行恒应变速率下的拉伸试验,采用Ramberg-Osgood(R-O)模型对拉伸真应力—真应变曲线进行分析,并将分析结果用于失效评定曲线的计算。结果表明,随热老化时间延长,室温和350℃温度下材料的抗拉强度均不断提高,断后延伸率有所下降;在小应变范围内,R-O模型能够较准确预测材料的真应力—真应变曲线;采用英国R6标准方法二得到不同老化阶段材料的失效评定曲线,结果显示在部分区域,如采用未老化材料的失效评定曲线,则评定结果将偏于不安全。 展开更多
关键词 主泵泵壳 热老化 Ramberg-Osgood模型 真应力-应变曲线 失效评定曲线
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12Cr1MoVG钢弯管热处理工艺对其组织性能影响 被引量:8
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作者 杨佳 张轶桀 +1 位作者 陈忠兵 赖云亭 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2013年第18期181-183,共3页
某机组12Cr1MoVG钢弯管后硬度偏低,分析认为是弯管热处理工艺不当所致,提出了加快正火冷却速度、延长回火保温时间的热处理工艺改善方法。通过理化检验,得到材料硬度与金相组织结构、材料力学性能之间的关系。
关键词 12Cr1MoVG钢 弯管 热处理 金相组织 力学性能
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核电站核岛大型铸锻件制造工艺评定方法研究的意义 被引量:7
14
作者 阚玉琦 黄大鹏 +1 位作者 张绍军 吴洪 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2010年第1期53-55,共3页
为实现核岛大型铸锻件的国产化,在保证质量的条件下实现批量化生产,不仅需要制造厂在制造技术上进行创新,还需要成功完成核岛大型铸锻件制造工艺的技术评定。通过对目前国内制造工艺评定技术现状、评定工作的重要性和可行性进行分析,明... 为实现核岛大型铸锻件的国产化,在保证质量的条件下实现批量化生产,不仅需要制造厂在制造技术上进行创新,还需要成功完成核岛大型铸锻件制造工艺的技术评定。通过对目前国内制造工艺评定技术现状、评定工作的重要性和可行性进行分析,明确了核岛重要部件工艺评定范围。深入了解工艺评定对核岛主设备国产化具有重要意义。 展开更多
关键词 核岛重要部件 制造工艺评定 大型铸锻件
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核电站蒸汽发生器管板锻件热处理质量控制研究 被引量:4
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作者 阚玉琦 梁书华 +1 位作者 刘璐 吴洪 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2010年第4期159-161,共3页
以某百万千瓦级核电站蒸汽发生器管板锻件的生产为例,针对管板锻件的特点,研究热处理工序中影响产品质量的主要因素,系统地分析如何控制其热处理过程的关键环节,从而获得满足产品使用要求的优质产品。
关键词 蒸汽发生器 管板 锻件 热处理 质量控制
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纳米压入法研究核电站一回路主管道材料的热老化行为 被引量:5
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作者 王兆希 薛飞 +3 位作者 束国刚 施惠基 石磐 郭涵亮 《机械强度》 CAS CSCD 北大核心 2011年第1期45-49,共5页
采用纳米压入方法对核电站一回路主管道的双相不锈钢材料热老化行为进行定量研究。通过对单独的铁素体相和奥氏体相的纳米压入实验,得到随着老化时间的增加,两者在相同压入深度时的压入载荷增加;根据动态测试技术得到的纳米硬度增加,表... 采用纳米压入方法对核电站一回路主管道的双相不锈钢材料热老化行为进行定量研究。通过对单独的铁素体相和奥氏体相的纳米压入实验,得到随着老化时间的增加,两者在相同压入深度时的压入载荷增加;根据动态测试技术得到的纳米硬度增加,表现为强度提高;而纳米压入塑性变形能降低,表现为韧性降低;并且不同老化时间下铁素体相的强度和韧性都要高于奥氏体相。通过微观组织结构研究发现,老化时间增加导致铁素体相内产生调幅分解,生成的富Cr-α′相引起位错的钉扎和聚集,使铁素体内部应力水平和三向应力比提高,导致强度提高而韧性下降。 展开更多
关键词 双相不锈钢 热老化 纳米硬度 纳米压入
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核电大型管板锻件两种压实工艺的数值模拟与研究 被引量:3
17
作者 张绍军 梁书华 刘钊 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2013年第13期102-105,共4页
中心凸台压实工艺和锥形板镦粗工艺是常用的两种大型饼类锻件镦粗方式。利用Forge锻造模拟软件模拟了两种工艺镦粗的核电管板锻件。结果表明:采用中心凸台压实工艺的坯料心部在镦粗过程中一直存在三向压应力,且心部产生了变形,但上下端... 中心凸台压实工艺和锥形板镦粗工艺是常用的两种大型饼类锻件镦粗方式。利用Forge锻造模拟软件模拟了两种工艺镦粗的核电管板锻件。结果表明:采用中心凸台压实工艺的坯料心部在镦粗过程中一直存在三向压应力,且心部产生了变形,但上下端面仍存在难变形区;采用锥形板镦粗工艺的坯料心部在镦粗过程中一直存在两向拉应力,虽迫使与锥板接触部位的坯料产生了变形,消除了难变形区,但心部并没有产生有效变形。 展开更多
关键词 管板锻件 镦粗工艺 数值模拟 应力应变分析
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核电主管道热老化后失效评定曲线研究 被引量:2
18
作者 李树肖 吕绪明 +3 位作者 张海龙 王艳丽 薛飞 王西涛 《硅酸盐通报》 CAS CSCD 北大核心 2013年第5期799-803,共5页
本文对400℃热老化后Z3CN20-09M材料的高温拉伸性能和失效评定曲线进行了研究。对热老化不同时间的试样进行了330℃拉伸试验,用扫描电镜(SEM)对高温拉伸断口进行观察。采用联合型指数函数ExpAssoc对真应力应变数据进行了拟合,并将拟合... 本文对400℃热老化后Z3CN20-09M材料的高温拉伸性能和失效评定曲线进行了研究。对热老化不同时间的试样进行了330℃拉伸试验,用扫描电镜(SEM)对高温拉伸断口进行观察。采用联合型指数函数ExpAssoc对真应力应变数据进行了拟合,并将拟合结果用于计算失效评定曲线。结果表明,通过R6选择2方法得到的失效评定曲线随热老化时间而右移,说明未老化材料的失效评定曲线具有包络性和保守性。用未老化材料的失效评定曲线进行安全评定会得到较安全的结果。 展开更多
关键词 核电主管道 热老化 应力-应变 失效评定曲线
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CPR1000蒸汽发生器热力性能分析方法研究 被引量:2
19
作者 赵清森 陈杰 +3 位作者 夏朋 彭伟頔 田付军 杨杰 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2022年第8期731-736,共6页
针对核电站二回路腐蚀产物在蒸汽发生器传热管二次侧不断集聚和沉积,会对核电站安全经济运行带来较大影响的问题,基于蒸汽发生器传热计算模型,结合蒸汽发生器和汽轮机的匹配裕度建立了某CPR1000核电站蒸汽发生器的热力性能监测和评估模... 针对核电站二回路腐蚀产物在蒸汽发生器传热管二次侧不断集聚和沉积,会对核电站安全经济运行带来较大影响的问题,基于蒸汽发生器传热计算模型,结合蒸汽发生器和汽轮机的匹配裕度建立了某CPR1000核电站蒸汽发生器的热力性能监测和评估模型,并对该机组的实际运行数据进行分析,提出了相应的治理措施和建议。结果表明:该模型可以对蒸汽发生器后续的运行趋势进行预测,以保障核电站重大关键设备的安全性和经济性。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 热力性能 沉积物 污垢热阻 蒸汽压力
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转向工况下的汽车制动防抱死控制的仿真研究 被引量:1
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作者 朱忠奎 郭旭红 刘刚 《系统仿真学报》 CAS CSCD 北大核心 2009年第10期2994-2998,共5页
分析了汽车制动动力学,建立了转向制动工况下四轮仿真模型。进行了未安装防抱死装置(ABS)的转向制动仿真试验,结果表明车轮在制动过程中抱死且侧滑严重。建立了基于加权的纵向滑移率及其变化率和横向滑移率的Mamdani模糊控制器,并进行... 分析了汽车制动动力学,建立了转向制动工况下四轮仿真模型。进行了未安装防抱死装置(ABS)的转向制动仿真试验,结果表明车轮在制动过程中抱死且侧滑严重。建立了基于加权的纵向滑移率及其变化率和横向滑移率的Mamdani模糊控制器,并进行了转向制动仿真试验。制动距离和制动时间表明ABS不仅能减少制动距离,而且能够保持制动时的方向稳定性,说明基于模糊逻辑的ABS能够显著提高汽车的制动安全性能。 展开更多
关键词 制动防抱系统 转向 模糊逻辑 汽车
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