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通过调研阪神地震中集装箱起重机的破坏形式,认为垂直于轨道方向的水平地震力是造成起重机破坏的主要原因,根据减隔震原理设计了一种双偏心回转轴承式集装箱起重机减隔震装置.建立了系统的有限元动力计算模型,利用Newmark-β法对伊朗波等地震波激励下的结构加速度反应时间历程进行数值模拟分析表明,减隔震装置工作时,起重机的加速度反应峰值明显减小,桁框架顶点处约减小45%.根据量纲分析法和相似原理设计了试验模型,在地震台上用同样的地震波输入进行试验,试验结果表明减隔震装置工作时较其锁死时加速度反应最大可减小至10%,位移反应亦大幅减小.数值分析与模型试验的结果相互验证,说明该减隔震装置设计合理、减隔震效果显著. 相似文献
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一、核电站工作原理
核电站,就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行。在核电站中,根据产生蒸汽方式的不同,准确地说是根据中子慢化剂或冷却堆芯的载热剂的不同,分为:轻水堆、重水堆、改进型气冷堆以及快堆等。其中轻水堆又分为压水反应堆和沸水反应堆两种。目前应用最广泛的是压水反应堆。 相似文献
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<正>"AP1000堆型中使用的核级泵设备相对于其他堆型骤减,有关厂家已开始谋划转型,将产品线向其他方向延伸。"目前国内在建以及规划建设的核电站主要有法国M310堆型改进型(二代和二代加)和美国AP1000堆型(三代),其中M310改进堆型以目前辽宁红沿河厂址、福建宁德厂址、广东阳江厂址等批量建设的CPR1000堆型为典型代表,AP1000堆型则以浙江三门、山东海阳厂址上建设的中国示范堆工程为代表。其他还有已建设运营的浙江秦山三期CANDU重水堆, 相似文献
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一、概述核电站设备的抗震性能直接关系到核电站的安全。特别我国是一个多地震国家,所以核电站的抗震研究十分重要。对于核电站设备的地震验收,如荷选择地震环境是个重要问题,它必须考虑设备的安装位置、特性、震级大小、振动频率范围和持续时间等因素。目前,核电站的地震验收标准及试验方法还正在研究 相似文献
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为了避免和减轻由过大隔震层位移引起的损害,对基础隔震框架结构装设调频液柱阻尼器(tuned liquid column damper,简称TLCD)后混合系统的减振效果进行研究。建立了单层和多层混合控制系统在地震作用下的运动方程,采用TLCD-结构体系转化为调频质量阻尼器(tuned mass damper,简称TMD)-结构体系的等效方法,利用TMD参数优化公式,得到单个TLCD初始设计参数,并采用状态空间方程得到多个TLCD最优设计参数。通过对某8层基础隔震结构进行模拟,证明了该理论设计方法的合理性。该混合结构不仅可以减小隔震层位移和加速度,而且对上部结构位移和加速度反应都能更有效的控制。 相似文献
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为研究被动变阻尼装置(passive variable damping device,简称PVDD)耗能性能和出力过程与多项参数设计的关系,对装置的不同形状控制阀和预压力值进行了性能试验。结果表明:孔型对装置最大阻尼力和出力过程产生影响,不同阻尼孔形状组合后可实现装置宽幅值、多出力过程的设计输出;预压力值对变阻尼启动条件产生影响,装置启动前表现为普通黏滞阻尼器,启动后可实现变阻尼力输出。将PVDD与隔震支座组合为隔震新体系,针对9层Benchmark模型进行了不同孔型和预压力值下结构控制效果的数值计算分析。结果表明:隔震新体系具有更好的减震效果;不同孔型的装置对不同形式地震有不同的控制效果;初始预压力使速度响应控制范围整体向后平移,装置有效控制区间得到最大利用。该研究成果对PVDD的设计应用具有参考和指导作用。 相似文献
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对橡胶隔震结构的在线损伤识别进行了实验研究。建立橡胶隔震结构实验模型,对其进行振动台实验。采用一套刚度元件装置(SED)在线实现结构的层间刚度突变,模拟结构损伤。对结构施加不同地震波基础激励,测量结构各层的加速度响应和基础加速度信号,提出自适应序贯非线性最小二乘(adaptive sequential nonlinear least square estimation,简称ASNLSE)方法,基于测得的加速度信号对橡胶隔震结构的参数及其变化和隔震结构各层位移进行在线识别,判断结构损伤的位置和程度。实验结果表明,ASNLSE方法能够准确识别橡胶隔震结构的参数,并追踪结构参数的变化,且识别的位移与实测位移曲线吻合良好,验证了该方法在基础隔震结构损伤识别中的有效性和准确性,具有实际应用价值。 相似文献
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针对核电站堆腔密封环的组对精度高、焊接变形大、尺寸精度要求高、翻转焊接困难等问题,设计了一种专用于该产品的防变形装置。该装置强度可靠、结构灵活,并在设计时对其薄弱部位进行了强度校核,对其旋转中心进行了软件分析计算。经工程实践证明,运用该装置可有效地解决核电站堆腔密封环产品的各种制造难点。 相似文献
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核电站是当前解决世界能源问题最现实的途径之一。目前轻水堆、重水堆和石墨气冷堆等三种电站堆型在工业应用上比较成熟,其中轻水堆约占81%。本文重点介绍国外轻水堆核电站设备检漏技术发展概况。反应堆有很强的放射性,如果设备存在超标漏孔,就会造成严重污染。核电设备检漏技术的核心问题是设计允许存在的漏孔漏率和制造时为达到设计标准所采用的检漏工 相似文献
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为了研究速度脉冲地震动作用下巨?子结构体系的动力性能,制作了巨?子结构抗震体系及隔震体系的试验模型,首先,选择2组具有速度脉冲特性的实际地震动记录及人工合成的具有相同加速度反应谱而无速度脉冲的地震动时程作为地震动输入,分别对巨?子结构抗震体系及隔震体系进行了振动台试验;其次,利用SAP2000对试验模型进行了仿真分析,并与振动台实测结果进行了对比。结果表明:仿真分析与试验实测结果具有一定的误差,但结构响应的整体变化趋势一致;不论是理论计算结果还是试验实测结果,近断层地震动速度脉冲作用下巨?子结构抗震体系及隔震体系的地震响应要大于无速度脉冲型地震动作用下的地震响应;与巨?子结构抗震体系相比,隔震体系在速度脉冲地震动作用下的反应降低明显,具有良好的减震效果。 相似文献
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介绍了一种石油勘探MEMS加速度传感器,该传感器是一种适应石油、煤田地震勘探设备向小型化、高分辨率、智能化方向发展的一种新产品。对石油勘探MEMS加速度传感器与传统检波器的特点进行了比较分析,介绍了该传感器已达到的技术指标和与国外同类产品的比较情况,同时介绍了数据采集及多传感器融合技术、地震勘探系统接口技术等应用方面的研究,最后介绍了该传感器在煤田勘探的实验情况。 相似文献
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