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公开(公告)号:CN102644014A
公开(公告)日:2012-08-22
申请号:CN201210122539.5
申请日:2012-04-24
Applicant: 哈尔滨工程大学
Abstract: 本发明提供的是一种高镨含量的镁镨合金及其熔盐电解制备方法。在电解炉内,以LiCl-KCl-MgCl2-PrCl3为电解质体系,各电解质的质量配比为44~45%、44~45%、8~9%、1~4%,然后加热至630℃熔融,以金属钨或钼为工作电极,石墨为辅助电极,银/氯化银(1wt.%)为参比电极,电解温度630℃下,电位值控制在-1.85V附近,经180分钟的电解,在熔盐电解槽于工作电极附近沉积出含有质量分数为9.7~23.2%的镨和余量的镁的镁镨合金。本发明不用任何金属作为原料,而是全部采用金属氯化物为原料,通过控制电解质配比可以得到不同组成的高镨含量的镁镨合金,合金中镨的质量分数为9.7~23.2%。整套工艺简单,对设备和实验条件要求低,能耗和污染小。
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公开(公告)号:CN101732930A
公开(公告)日:2010-06-16
申请号:CN201010032425.2
申请日:2010-01-06
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: B01D45/06
Abstract: 本发明提供的是一种波形板分离元件。波形板分离元件的剖面型线分成三段,即AB段、BC段和CD段,三段均光滑连接;波形板分离元件的波峰E、F、G处设置有疏液钩,所述疏液钩为圆弧形,圆弧形的中心为波峰E、F、G处曲线的曲率中心,疏液钩的开口迎着气流流动方向。本发明所设计的波形板结构形式是一种流线形结构,不同于曲折形和圆弧形等。工质在此流线形波形板形成的流道内流动时,除小钩内部,其它区域形不成漩涡,因此使得流动阻力损失远小于常规的圆弧形波形板分离器,更小于曲折式波形板分离器。
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公开(公告)号:CN110826178B
公开(公告)日:2022-04-12
申请号:CN201910930092.6
申请日:2019-09-29
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于核技术领域,公开了一种基于精细流场重构的反应堆堆芯组件流域快速CFD计算方法,包含如下步骤:步骤(1)建立堆芯组件流域关注区域的CFD精细流场数据库;步骤(2)确定拟计算反应堆堆芯组件流域的边界条件;步骤(3)在CFD精细流场数据库中,筛选具有相同计算域,且具有相同或相近边界条件的精细流场数据;步骤(4)建立即将开展计算的初始精细数据基础;步骤(5)使用拟计算边界条件,控制计算过程中流场中流速的更新频次,或控制计算过程中流场中流速相关的松弛因子;步骤(6)分析CFD精细流场数据库是否需要所计算边界条件对应的精细化计算结果。本发明减少了CFD计算迭代收敛的次数,减少CFD计算的时间,提高了迭代收敛效率。
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公开(公告)号:CN109299494B
公开(公告)日:2022-04-12
申请号:CN201810820491.2
申请日:2018-07-24
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F30/28 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明属于核反应堆领域,具体涉及一种反应堆堆芯热工水力多尺度耦合计算的数据重构方法。本发明在热工水力多尺度程序耦合界面上建立不同尺度热工水力程序间的网格映射;在热工水力多尺度程序耦合界面上完成小尺度热工水力程序数据的界面积分重构与传递;在热工水力多尺度程序耦合界面上完成大尺度热工水力程序数据的界面分布重构与传递。本发明支持堆芯热工水力多尺度程序耦合计算中耦合界面上相异形状、布置方式、尺寸、数量的网格间进行数据传递。
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公开(公告)号:CN107315858B
公开(公告)日:2020-08-11
申请号:CN201710404468.0
申请日:2017-06-01
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F30/17 , G06F30/20 , G06F111/10 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供的是一种面向流网仿真应用基于泵内特性的离心泵参数化仿真方法。(1)输入仿真对象离心泵的结构尺寸设计数据;(2)计算离心泵理论扬程;(3)计算离心泵的各项水力损失;(4)将离心泵的实际扬程加入到流网求解中的动量方程动量源相中;(5)输入流网的边界参数、结构参数及计算初值;(6)对流网的热工参数进行矩阵计算,所述热工参数包括压力、焓值;(7)对流网的热工参数、离心泵的性能参数仿真结果进行输出。本发明是一种面向流网应用的、基于泵内特性的,适合在缺少试验数据的情况下对流网离心泵进行模拟的离心泵仿真方法。
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公开(公告)号:CN106056273B
公开(公告)日:2019-08-06
申请号:CN201610338934.5
申请日:2016-05-19
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明提供的是一种基于故障树的冗余电动泵本体失效可靠性监测方法。第一步:在线采集冗余泵的监测信息,构成一个状态监测征兆空间Ω,第二步:在线识别冗余电动泵的状态,第三步:在线更新基于模块化故障树的冗余电动泵可靠性模型,第四步:在线计算基于故障树的冗余电动泵子系统的可靠性。本发明可克服传统故障树方法在模化冗余电动泵的设备本体状态和在线更新方面的不足。有效减少了冗余系统逻辑故障树的规模和简化了建模过程,减少模型的开发成本。可以充分利用现有基于故障树的建模软件,便于被核电工程和应用人员接受,便于工程实现。
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公开(公告)号:CN106528985B
公开(公告)日:2019-06-25
申请号:CN201610953179.1
申请日:2016-11-03
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明提供的是一种核动力装置冷凝器的分区化仿真方法。(1)对仿真对象进行分区划分,所述仿真对象包括普通冷凝器与共用冷凝器,所述分区划分包括均匀分区与非均匀分区;(2)输入冷凝器的结构尺寸、物理性质、边界参数、计算初值;(3)对壳侧与管侧一一对应的分区进行传热计算;(4)进行热工参数计算;(5)仿真结果输出。本发明所建立的仿真模型在稳态及瞬态情况下的输出数据与实际设备相比,可以满足设备仿真的精确度要求,可以利用本仿真方法进行运行特性研究。
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公开(公告)号:CN108766592A
公开(公告)日:2018-11-06
申请号:CN201810522750.3
申请日:2018-05-28
Applicant: 哈尔滨工程大学
Abstract: 本发明提供一种闪蒸驱动的全自然循环一体化压水堆,包括反应堆压力容器、置于压力容器内部的直流蒸汽发生器、控制棒驱动机构和反应堆堆芯,压力容器内部被堆芯吊篮筒体分割为圆柱形上升通道和环形下降通道,所述的反应堆压力容器内不设置主泵,冷却剂依靠闪蒸驱动的两相自然循环在上升通道和下降通道中流动,并将反应堆堆芯的热量传递到直流蒸汽发生器。本发明的闪蒸驱动的一体化反应堆运行时,反应堆堆芯出口冷却剂的温度接近相应压力下的饱和温度,冷却剂在上升段内因压力减小而闪蒸产生气泡,利用气泡对冷却剂主流的曳力作用提升反应堆自然循环能力。闪蒸驱动的一体化反应堆具有良好的自稳自调特性,能有效适应无人值守以及远程控制的需求。
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公开(公告)号:CN108416526A
公开(公告)日:2018-08-17
申请号:CN201810213321.8
申请日:2018-03-15
Applicant: 哈尔滨工程大学
CPC classification number: Y02E40/76 , Y04S10/545 , Y04S10/60 , G06Q10/0635 , G06Q50/06
Abstract: 本发明公开了一种核电站生产计划的在线时间相关风险监测系统和方法,该系统包括:在线可靠性数据库模块,用于在线获取核电站实时配置信息,自动更新设备可靠性数据计划配置管理模块,用于管理各设备的计划初始配置,以及由各个计划事件组成的计划配置;在线风险监测模型更新模块,用于从在线可靠性数据库模块获取设备实时可靠性数据、从计划配置管理模块分别获取计划初始配置和计划配置,按照Living-PSA模型预设的更新规则进行更新;风险计算模块,用于获取更新后的Living-PSA模型并实现定量、定性风险指标的计算。本发明能对生产计划内风险水平、设备重要度等在线监测,更准确识别并优化高风险活动,减少非计划停堆,提高核电站运行维修管理效率。
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公开(公告)号:CN108399244A
公开(公告)日:2018-08-14
申请号:CN201810171318.4
申请日:2018-03-01
Applicant: 哈尔滨工程大学
CPC classification number: G06F16/26 , G06F16/21 , G06F16/284 , G06Q50/06
Abstract: 本发明公开了一种用于核电厂风险监测技术的图形化组态管理系统和方法,该系统包括:核电厂图形化组态模型建立模块,用于创建基于坐标场景的核电厂图形化组态配置库和组态元素配置库;核电厂图形化组态元素信息库建立模块,用于创建组态属性信息数据库,并与组态元素配置库进行关联;组态元素响应模块,用于建立响应数据库,并与组态元素配置库进行关联;图形化组态管控模块,用于从组态元素配置库中调出组态元素配置信息和组态元素属性信息,以及对组态元素配置信息和组态元素属性信息进行设置和查询。本发明减少了认知负担,有效提高组态设置输入效率,对减少人因失误、提高核电厂安全运行及管理等有着积极的作用。
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