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1.
我厂有三台浆纱机,都采用传统的V型变速机构,通过二级变速实现主传动速度调节,电机功率为5.5kW,整个调速的机械部分结构复杂,易损件多,故障率高;电气部分有伺服电机等,加上其控制回路,整个系统故障点多,每年每台车因机械及电气故障,造成的损失近3万元,这还不计能源、人工等损失,直接消耗维修材料费近万元,如果加上因突然故障停车而造成的纱、浆料等损失,直接影响了生产。我们结合对风机进行变频调速改造的经验,利用多点控制器和变频器对浆纱机进行了成功的改造。(1)改造方案。针对以上问题,我们将复杂的机械、电气部分去掉,用变频调速器…  相似文献   
2.
木粉/聚乙烯复合发泡挤出技术的研究   总被引:9,自引:1,他引:9  
蔡剑平 《中国塑料》2004,18(6):54-57
深入研究了木粉/聚乙烯复合发泡挤出的配方和挤出模具设计,提出了最优的材料配方和最佳的模具设计方法,生产的挤出型材制品各项主要性能指标达到国内标准。  相似文献   
3.
通常随着数据集属性维度的增加,高维数据的差分隐私发布方法所需的时间成本和产生的噪声干扰也会随之增大,尤其是对于高维二值数据很容易被过大的噪声所覆盖.因此,针对高维二值数据的隐私发布问题,提出了一种高效且低噪的发布方法PrivSCBN(differentially private spectral clustering ...  相似文献   
4.
核电厂在小破口失水事故(SBLOCA)期间的行为受到许多参数影响,堆芯旁通流量就是其中之一。本文基于秦山核电厂的数据,用Relap5/Mod3程序模拟了不同堆芯旁通流量值的几个工况。计算结果表明堆芯旁通流量越小,环路水封扫除前堆芯水位下降得越低。燃料包壳峰值温度越高,环路水封扫除的时间越早。本文对计算结果作了分析,并根据简单的数学模型,从原理上对一些基本现象给出了解释。  相似文献   
5.
严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析   总被引:2,自引:1,他引:1  
核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性.本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布.用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事敝序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%.  相似文献   
6.
共挤技术在PVC-U发泡挤出中的应用   总被引:2,自引:0,他引:2  
王强  蔡剑平 《化学建材》2004,20(5):31-33
采用共挤技术可有效提高制品的表面质量和外观多样性,本文主要从模具的角度对比了异型材共挤出模具与PVC-U芯层发泡表面共挤模具间共挤出方式的差异及如何改进以适应发泡类模具。  相似文献   
7.
严重事敝下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效.在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离.结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(EVVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物小能通过贯穿件失效向堆腔迁移.  相似文献   
8.
三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析   总被引:2,自引:0,他引:2  
通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3层熔融池结构,它可能对RPV完整性带来更大的威胁。本文根据建立的模型假设300 MW压水堆核电厂出现的该熔融池结构,并进行分析。结果表明,形成的底部重金属层不会威胁RPV完整性,但厚度变薄的顶部金属层失效裕度较小,可能威胁RPV完整性。  相似文献   
9.
参照对先进压水堆安全壳的要求,结合恰希玛二期工程严重事故缓解措施,对大破口失水事故(LLOCA)叠加安注失效、小破口失水事故(SLOCA)叠加安注失效、全厂断电(SBO)叠加柴油机驱动的辅助给水失效等严重事故序列可能影响安全壳内环境的条件及缓解措施进行了分析.结果表明,恢复喷淋可以明显地降低安全壳内的压力和温度,有效地改善安全壳内的环境,从而改善各种仪表设备的工作条件.  相似文献   
10.
加拿大CANDU核电厂核反应堆安全原理采用“纵深防御”的概念,并设计中采用了多重性,多样性、隔离、设备鉴定,质量保证以及使用合适的设计法规和标准等设计手段。秦山三期CANDU核电厂在缓解事故后果方面设四个专设安全系统以及一套可靠的安全支持系统。  相似文献   
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