当前筑路工程机械冷却系统存在的问题及改进方法研究

筑路机械经常低速大负荷工作在高温、多粉尘的恶劣环境中，使用这些设备时，发动机产生的热量多，又没有良好的迎风散热条件，所以常常出现发动机过热和液压油温度过高等现象，致使设备不能正常工作，既增加了作业成本，又影响了工程进度。同时，在高速、中小负荷工作时，冷却能力严重过剩，使发动机预热缓慢，传热损失太多，导致发动机过度冷却，从而造成燃油浪费，发动机零件的磨损增加等。     

安全壳模型的振动台地震模拟试验

为了验证安全地震反应计算方法的可靠性，作者对几何尺寸缩比１／１５的安全壳模型进行了振动台地震模拟试验研究，在试验过程中，模型多次出现振荡现象，作者对此现象作了分析，并在数据处理方法上做了技术处理，研究结果表明：实测与理论计算结果非常一致，表明所用的计算方法是可靠的同时也证明了作才对振荡现象采取的处理方法是可行、有效的。     

低温堆余热排出系统启动方式的影响

非能动余热排出系统是200MW低温供热堆重要的安全保障系统,其启动方式对整个系统运行过程和效率产生重要影响。通过建立合适数学物理模型,编制计算机程序仿真模拟零流量和微流量两种启动,选择高精度Gear算法,研究启动方式对整个系统运行过程影响,掌握其稳态和瞬态工况下的热工水力特性,就瞬态变化过程做出比较分析。微流量启动使余热排出系统参数波动变大,达到稳定过程的时间变长。冬季选择微流量,保持管内流动,可以防冻;夏天选择零流量,可以提高系统敏感性和响应速度。根据不同环境,选择适当启动方式。仿真对系统实际的设计和操作都有重要意义。     

多齿堰式消防冷却水系统在液化烃球罐区的应用

介绍了液化烃的组成、性质和液化烃球罐设计的依据,分析了多齿堰式冷却系统的作用和优势,结合工程实例,阐述了液化烃球罐多齿堰式消防冷却水系统设计及在球罐区的应用。     

船舶中央冷却系统的设计

通过对由德国建造的现代化船舶“未来船舶”中央冷却系统的分析,指出了该系统中存在的问题和温度可控性的不足;建立了现代船舶柴油机冷却系统应满足的条件;进而提出了一种新型的集成式船舶中央冷却系统的设计方案,并分析其工作性能及其对船舶主机工作性能的影响。     

200MW 核供热堆二次安全壳的设计

２００ＭＷ核供热堆具有良好的被动安全特性和先进性,其总的安全目标是在所有可信事故条件下,不必采取诸如屏蔽、疏散、重新安置以及去污等厂外应急措施。从核安全纵深防御的角度,为了再多增加一道安全屏障,设置了二次安全壳。介绍了设置二次安全壳的原因及其功能,讨论了二次安全壳的主要设计特点：设计依据和安全准则,二次安全壳及其隔离系统的设计特点、主要设计参数及系统和设备布置,以及安全分析的主要结果。     

注塑模冷却系统设计探讨

讨论了注塑模冷却时间计算公式，分析了充模过程中模具温度变化的主要传热形式。在不同的冷却状态下，应用微机系统进行采集和处理，研究模具温度的变化，对注塑模冷却水流速的控制、冷却水孔直径大小的选择及冷却管道的排布提出了建议。     

冷却条件对高频臭氧发生器产量的影响分析

分析了大型高频臭氧发生器的系统组成和冷却系统的工作原理，对工作气体(空气)和冷却介质(冷却水和冷却油)的初始温度对臭氧产量的影响进行了分析，并根据臭氧发生器的冷却特性，提出了冷却系统的设计要点。     

核电厂严重事故下预应力混凝土安全壳极限承载力分析

安全壳作为反应堆和环境之间的实体屏障,需要在各种事故工况下能够防止或缓解放射性物质向环境的释放,其中严重事故下的极限承载能力是衡量安全壳完整性的重要指标。通过构建预应力混凝土安全壳结构模型,分别考虑材料本构模型、预应力损失和严重事故下的温度压力效应,对不同内压载荷下安全壳的结构特性进行非线性有限元分析计算,并结合失效准则,研究安全壳极限承载力的确定方法。结果表明：安全壳极限承载力由设备闸门附近区域的应力水平控制,当内压增大到0.96MPa时,安全壳筒壁混凝土全截面达到抗拉强度,大部分混凝土退出工作,当内压增大到1.21MPa时,设备闸门附近的钢衬里出现一定的屈服,安全壳达到承载力极限状态。     

严重事故安全壳废液中核素活度计算

福岛事故后,放射性废液的处理受到了高度关注。严重事故后安全壳废液中的核素活度分析是废液处理的前提。根据严重事故后安全壳废液中放射性核素的来源及消减机理,建立了AP1000严重事故安全壳废液中核素活度计算模型,研究安全壳废液中放射性核素活度的变化。结果表明：在堆芯核素向安全壳释放阶段,废液中各组核素活度逐渐增大,随后除镧组核素外,其他各组核素活度随时间逐渐减小,碘总活度降低最快,铯组总活度降低最慢;在事故初期,碘是废液中的主要核素,其次是铯;铯组核素占总活度的份额先减小后增大,而其他组核素占总活度的份额先增大后减小。¹³⁴Cs、¹³⁷Cs、⁸⁹Sr、⁹⁰Sr、¹²⁷Te^m、¹⁰³Ru、¹⁰⁶Ru、¹⁴⁴Ce、²⁴¹Pu、⁹⁰Y、⁹¹Y、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr衰减很慢,是放射性废液的重要组成成分。#$NL关键词 严重事故;安全壳;废液;核素;放射性活度#$NL中图分类号 TL732; 文献标志码 A