柴达木盆地烃源岩生、排烃特征模拟研究

利用热压物理模拟实验结果并结合排烃门限理论,对柴达木盆地各类烃源岩的生,排烃特征进行了模拟实验研究,在此基础上绘制了烃源岩排烃门限判别图。研究结果表明：①地质条件下水介质的存在有利于烃源岩生,排油气;②烃源岩在地史过程中存在一个向外大量排油气的门限,烃源岩只有进入这一门限后才能大量排油,在这之前生成的油均残留于烃源岩中;③煤,泥岩,碳质泥岩的生,排烃过程均可分为3个不同的阶段,即：生,排气态烃阶段,生,排液态烃和重烃气阶段,生、排高温裂解气阶段;④研究区各类烃源岩的原始有机碳生油率为10-500kg/t,残留油率为5-280kg/t,排油率为0-25kg/t,生、排气率为100-800m^3/t。柴达木盆地第三系下干柴沟组烃源岩在埋深为2250m左右进入排烃门限。     

全球CO2排放量与地表气温升高的因果性检验

利用Ｇｒａｎｇｅｒ因果检验与互谱分析方法研究了自１８６０年至１９８８年全球ＣＯ２排放量与全球地表平均气温变化值之间的关系．结果证实了在这段人类用仪器记录最长的历史阶段中，ＣＯ２排放量与平均地表气温均有显著增加；且有证据表明ＣＯ２排放量的增加导致地表气温增加     

氨水工质朗肯循环

根据核供热堆热电联供热源和冷源特点，提出了与之相适应的新型动力循环－非共沸混合工质氨水朗肯循环。叙述了氨水朗肯循环的工作原理，并与同等条件下蒸汽朗肯循环进行了比较分析。结果表明，新型动力循环－非共沸混合工质氨水朗肯循环具有较高的发电效率，适合核供热堆所提供的热源和冷源条件，是一种很有潜力的低温热源新型动力循环。     

NHR-200定位格架的设计研究

定位格架是反应堆燃料组件的重要组成部分。２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）燃料组件定位格架主要由条带、围带及角部片簧组成。本文分析了该格架在组件装卸过程中的导向性能，论述了格架三弯弹簧的设计、刚度分析、预变形范围的计算以及弹簧夹持力的确定等。格架条带三弯弹簧的试制实验研究结果表明ＮＨＲ－２００组件定位格架结构设计合理、弹簧选型科学，完全满足供热堆格架设计的要求。     

垦东521稠油热采块加密调整做法及效果

垦东521稠油热采块实际动用储量仅占地质储量的56.8%,层间动用储量差异也较大,而原井网和注汽吞吐的开采方式不能适应进一步提高开发效果的需要。2003年利用数值模拟结果,在Ng43 4和Ng68～Ng71层系实施打加密新井、转蒸汽驱的调整方案,并对转汽驱时间、注采比、注汽排液速度等参数进行了优化,当年提高采收率5.0%,为同类油藏加密调整提供了有益的借鉴。     

涡管排砂箱型沉砂池的试验研究

在总结他人工作的基础上，设计了新型的涡管排砂箱型沉砂池，用以排出进入渠道中的泥砂。模型试验和原形观测的结果表明，这种沉砂池具有排砂比较高，排砂时水砂比较小，且适用条件广，投资较经济的特点，目前已在新疆巴州地区推广应用。     

高效排杂熔剂净化对提高高强电工铝杆性能的作用

用自行研制的高效排杂熔剂进行净化处理 ,探讨了其对提高高强电工铝杆塑性和导电性等的作用 .结果表明 :经高效排杂熔剂净化处理后 ,铝杆中的夹杂物和气孔含量显著降低 ,除杂率和气孔降低率分别达73.5 %和 92 .1% ,配合晶粒细化处理后 ,与常规处理相比 ,明显提高了铝杆的性能 ,尤其在强度提高的同时 ,伸长率仍得到显著提高 (幅度达 6 2 .7% ) ,电阻率降低幅度也达 0 .93% .     

冲裁参数计算、排样及板材下料的优化设计

本文介绍了利用微机对冲裁参数计算、排样和板材下料进行辅助设计的一种实用程序。对生产中常用的排样方法设计了各自统一的数学模型，编制了图形输入、参数计算、信息化处理、图形输出检验、排样优化、以及冲裁最优排样与板材最优下料图形的显示与打印程序。并列举了几个排样实例，使材料利用率明显提高，本程序采用ＢＡＳＩＣ语言编写，运行于ＰＣ系列微机上，通用性强，使用方便可靠，可以适用于各种冲压零件的排样。     

200MW供热堆堆芯结构抗震试验模型设计的若干问题

为了保证 ２００ ＭＷ供热堆堆芯结构在地震时的完整性、控制棒通道在地震时畅通，和供热堆的抗震安全，有必要进行全尺寸的堆芯单元模型的抗震试验。从 ２００ ＭＷ供热堆堆芯结构的特点出发，研究了模型设计的原则和动力学相似的问题，重点对堆内支承，燃料组件和锆盒等重要部件的动力学简化原则进行了阐述，利用有限元法分析了堆芯结构的动力学特性，讨论了试验模型和计算模型的关系，以及支架的设计问题，为台架试验打下了基础。通过本研究，不仅可对供热堆设计方案的性能进行恰当的评价，而且可指出进一步改善设计使结构达到优化的方向，保证供热堆的安全运行。     

核供热堆失水事故模拟实验研究

叙述了位于核供热堆堆芯上方注硼管位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故实验研究。在核供热堆热工水力学模拟实验回路ＨＲＴＬ－５上，对停堆后堆内有剩余功率的小破口失水事故进行了模拟实验，给出了小破口失水事故发生后，系统压力、温度、堆芯元件壁温、堆内冷却剂排放量、液位、空泡份额等重要参数的变化曲线，以及对低温堆安全性的影响。