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搜索结果: 1-15 共查到知识库 核结构相关记录248条 . 查询时间(3.09 秒)
结构可更换构件通过可更换连接与主体结构相连,共同工作并集中塑性损伤,震后更换损伤构件即可恢复结构功能。为了研究一种连梁可更换构件及连接的性能,对可更换构件及连接试件进行反复加载试验,并对低屈服点耗能钢材进行单向拉伸试验。采用ABAQUS软件对该可更换构件及连接进行有限元模拟分析,比较了壳单元和实体单元模拟的计算效率和精度,并提出合理可行的材料参数取值方法,采用非线性接触对模拟可更换螺栓端板连接,模...
随着计算机技术、高性能计算技术和反应堆数值模拟技术的快速发展,数字化反应堆成为核能领域发展的一个重要新兴方向.其中,多功能、多物理、多尺度、多过程耦合技术成为数字化反应堆发展的关键技术之一.围绕数字化反应堆耦合关键技术,基于开源的SALOME系统初步研发了耦合建模、计算、可视化功能于一体的多功能辐射输运模拟仿真平台(MOSRT).目前,平台具有简单模型的自动建模、蒙卡辐射输运计算以及结果数据三维可...
在准静态框架下,动态参数由权重函数、动力学量算符、形状函数的卷积得到.传统方法的权重函数并不能满足外源驱动次临界系统的中子动力学分析的要求.基于改进的准静态方法,选取临界权重函数模型和全局稳态权重函数模型分别计算一维次临界平板堆启堆过程和断束工况下的中子动力学结果,通过与时空动力学方程直接求解结果对比来深化对权重函数的认识:在外源驱动次临界系统中,权重函数应具有“次临界堆中子价值”物理意义;共轭外...
基于系统分析程序ATHLET建立了100 MW小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统分析模型,对超功率(UTOP)、失热阱(ULOHS)和超功率叠加失热阱(UTOP & ULOHS)这三类典型无保护事故分别进行了研究.结果显示:对于UTOP,燃料芯块和包壳的温度均先增大后减小,峰值温度小于安全限值并于700 s后达到新的稳态,反应堆热工安全裕量较小.对于ULOHS,反应堆在事故后400 s内实现了自...
针对核燃料循环系统中不同物理形态的核燃料,建立相应的中子动力学—热工水力耦合模型,开发了用于固体、溶液、粉末、核燃料系统临界事故源项计算的程序GETAC-2.0.利用国际上公开的基准实验数据对程序进行了验证,程序对功率(裂变率)峰值的计算结果与基准实验数据的相对误差在12%以内,验证了GETAC-2.0程序的准确性.
数字化技术的快速发展变革了相关行业原有的发展模式,推动了相关行业的进步,而核行业目前对数字化技术的应用尚未达成有效共识及形成系统化.针对数字化技术在核工程领域的应用,简要介绍了国内外相关行业领域数字化技术发展现状,重点阐述了数字化反应堆技术在核反应堆研究设计中的应用研究情况及未来的研发实施构想.研究表明:灵活可扩展的数字化基础平台框架、基于系统工程的三维协同设计和设计验证系统、基于知识工程的大数据...
基于FLAC3D的流-固耦合模块,运用数值模拟方法,将金狮岭地区构造-流体-成矿系统及其动力学作为一个统一的整体进行了研究,根据模拟得到的主应力、最大主应力、最大剪应力、法向应力、主应变率、最大主应变率、最大剪切应变率和体积应变率等的定量结果,分析了矿床的成因和机制.模拟结果显示:主应力和主应变率大的区域,是成矿的有利部位,结合实际地质进行了相关验证.根据这些结论,最终圈定出金狮岭地区最具找矿潜力...
基于α衰变的两势方法理论模型,采用考虑了同位旋效应的唯象cosh型α-子核核势和考虑了壳效应及质子—中子相互作用的α预形成因子解析式系统地计算了最近新合成的短寿命核素223Np及其α衰变链上核素α的衰变半衰期.计算结果表明,采用考虑了壳效应及质子—中子相互作用的α预形成因子的α衰变半衰期的理论计算结果能更好地符合实验数据.这项工作可以作为将来实验和理论研究α衰变及核结构的参考.
对PEX150×750细碎鄂式破碎机传动机构进行了运动学仿真及有限元分析,基于ADAMS建立了鄂式破碎机虚拟样机模型,通过运动仿真分析得到了PEX150×750细碎鄂式破碎机动鄂齿面的运动轨迹,动鄂的行程特征值;利用有限元软件ANSYS Workbench对动鄂体进行有限元分析,得到了动鄂体应力与变形的分布规律.分析结果表明PEX150×750细碎鄂式破碎机满足破碎要求,结果为破碎机的优化设计与结...
为探究尾矿堆积子坝在不同降雨量作用下的溃坝反应,以湖南某尾矿堆积子坝中尾砂为试验材料,采用自制的尾矿子坝溃决破坏试验装置,探究尾矿在下游运移的长度和淹没高度与降雨的关系.试验结果表明:1)不同降雨工况下,尾砂下游运移长度和淹没高度呈现不同状态.在距离原子坝较远处,随降雨量的增加,溃坝运移距离和淹没高度都相应增加.2)试验中降雨强度取0、20、40、60和80 mm/h,近坝体部位降雨强度为60 m...
为了研究节理岩体在动静荷载下的裂纹扩展特性,采用室内试验和颗粒离散元程序PFC2D 5.0对类节理岩体在动静荷载下的破坏形态进行研究.对比分析不同荷载下节理倾角对破坏形态的影响.结果表明,节理倾角等于45°时为翼裂纹与次生裂纹转变的临界角度值;当倾角小于45°时,新生裂纹主要为翼裂纹,裂纹起裂与岩体破坏主要受张拉应力控制;当倾角大于45°时,新生裂纹主要为次生裂纹.裂纹起裂与岩体破坏主要受剪切应...
核反应堆的温度分布计算在核反应堆的安全设计中十分重要.我们利用MCNP计算的线功率密度带入MATLAB编写的单通道模型热工程序,配合热工计算得到的冷却剂密度分布调整MCNP的模型重新计算,能够将堆芯物理计算和热工计算进行结合,得到了更为准确的单通道温度分布、功率分布及热管因子.
根据EPR(欧洲压水堆)核电堆芯仪表管嘴封头的结构、功能及验收标准,结合台山核电一期工程建设经验,提出了堆芯仪表管嘴封头装拆工艺,详细阐述了装拆方法及注意事项,并进行密封试验和密封检验措施的有效性实验验证,最后进行试验位置、弹簧压缩量与允许压升数据统计及分析,并在台山核电站工程中进行了装拆工艺的验证.
目前在实际工程设计中组合结构应用越来越广泛,但协调作用理论和受力特性尚未完善.为了系统研究桩锚与悬臂式挡墙联合支护结构受力特性,采用有限元方法与监测手段结合,建立三种分析模型.分析表明:单独悬臂挡墙设计模型立面板弯矩稍低于联合设计模型,变化幅度小且变化规律基本一致;单独悬臂挡墙模型底板弯矩高于联合设计模型,底板配筋量将远大于实际需要配筋量,造成材料浪费;与联合设计模型相比,单独桩锚设计会使桩身变形...
公众接受性是发展核电的重要影响因素,如何获得公众的广泛理解和必要支持,是核电持续发展的重要命题。近年来,世界和我国的核电邻避事件日益增多,严重影响到核电能源战略的布局实施,而公众沟通是化解核电邻避效应的重要工作。当前,我国核电公众沟通的重点在于:理性辩论针对核电的质疑;核能科普需要科学家走出象牙塔和公众走进核电厂;信息公开要掀开核科技的神秘面纱;在区分核电邻避效应中涉及的公众利益与公共利益差别的基...

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