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基于Archard模型的反应堆控制棒驱动机构隔热套磨损分析研究
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《核动力工程》2025年 第1期46卷 209-215页
作者:张英楠 彭航 杜华 于天达 余志伟 陈西南 吴昊 张进强中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 
隔热套组件(简称隔热套)是核电厂反应堆控制棒驱动机构的主要部件之一,由于下端部受到喷射流体冲击,法兰与耐压壳发生接触磨损,导致承载能力和抗冲击能力下降,影响控制棒落棒功能。本文基于Archard模型,提出结构磨损特征时间和隔热套磨...
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一种单行星排功率分流式混合动力系统构型优化设计方案
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《机械工程学报》2021年 第18期57卷 264-276页
作者:胡建军 刘子睿 梅博 彭航重庆大学机械传动国家重点实验室重庆400044 重庆大学机械与运载工程学院重庆400044 
基于行星齿轮机构的功率分流式混合动力系统可利用双电机分別对发动机进行转速调节和转矩补偿,从而使得混合动力汽车(Hybrid electric vehide, HEV)的燃油经济性和排放性能得到显著提升。然而,单行星排功率分流式混合动力系统在行驶过...
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环形弹簧设计计算公式改进研究
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《核动力工程》2015年 第S2期36卷 33-36页
作者:杜华 王留兵 李宁 彭航 方才顺中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 
利用有限元方法进行模拟验证,解决弹簧手册中的设计计算公式对工作在高温环境下的单层外圆环结构(且内圆环和外圆环采用不同材料)的环形弹簧不适用的问题,得到了环形弹簧设计计算的改进公式。
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海洋条件下控制棒驱动线落棒行为动力学仿真研究
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《核动力工程》2017年 第S2期38卷 60-63页
作者:朱紫豪 彭航 罗英 刘佳 杜华中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041 
反应堆控制棒驱动线是执行反应堆安全控制功能的重要部件,包含了控制棒驱动机构、控制棒组件及其导向系统,是堆内唯一具有相对运动的结构设备。在海洋条件下,受风力和海水流动的影响,浮动式核电厂驱动线的工作环境更加复杂。落棒时间是...
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纯电动汽车双电机单行星排动力系统构型设计与分析
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《中国公路学报》2021年 第6期34卷 238-249页
作者:胡建军 梅博 彭航 杨颖重庆大学机械传动国家重点实验室重庆400044 重庆大学汽车工程学院重庆400044 
纯电动汽车是当前缓解能源危机与环境污染问题的理想方案之一。然而,现阶段纯电动汽车的推广和发展却受到续驶里程较短等瓶颈问题的制约,难以得到有效普及。为了克服上述问题并进一步提升纯电动汽车的最大续驶里程和综合行驶性能,提出...
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工业机器人逆运动学的奇异回避算法
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《机械设计与研究》2016年 第2期32卷 35-40页
作者:董伯麟 彭航合肥工业大学机械与汽车工程学院合肥230009 
针对工业机器人运动学反解过程中奇异位形的回避问题,基于阻尼最小二乘法,推导雅克比矩阵条件数的一个新的上界估计式,并在此基础上提出一种连续阻尼自适应调节方法,使得在运算量较小的条件下能有效的保证算法求解的稳定性。仿真和实验...
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螺旋钢结构楼梯设计及舒适度分析
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《钢结构》2016年 第4期31卷 43-46页
作者:彭航 朱亮广州容柏生建筑结构设计事务所上海分院上海200060 同济大学建筑设计研究集团四院上海200092 
针对实际工程中的螺旋钢结构楼梯,采用ANSYS进行了简化及整体建模分析,发现螺旋钢结构楼梯的弧梁受力与普通的简化假定有所不同,建议螺旋钢结构楼梯中应考虑踏步板的作用进行整体建模计算。采用3种工况模式对楼梯的舒适度进行了分析,通...
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核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法研究
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《核动力工程》2023年 第1期44卷 97-103页
作者:周旭 彭航 杜华 邓强 张志强 刘彦霆中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 
为建立核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法,以优化现有以试验为主的转动装置用轴承磨损寿命分析手段,通过构建运行工况下的轴承力学分析模型得到滚道-滚动体接触力学特性,通过套圈控制理论,结合转动装置的运行特点,得到轴承...
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直线电机型反应堆控制棒驱动机构电磁结构设计研究
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《核动力工程》2021年 第5期42卷 213-217页
作者:于天达 彭航 邓强 李维 吴昊 付国忠 唐健凯输配电装备及系统安全与新技术国家重点实验室(重庆大学)重庆400044 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610213 
电磁结构设计是电磁型反应堆控制棒驱动机构设计的核心环节。本文提出了一种适用于控制棒驱动机构的圆筒型直线电动机。首先,描述了该类电机的基本电磁结构,其次,采用解析计算的方法,推导了可行的极槽数配合,分析了一种新型集中绕组结...
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N36特征化燃料辐照考验及性能评价
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《核动力工程》2021年 第5期42卷 110-113页
作者:张坤 陈平 邢硕 庞华 彭航 蒲曾坪 何梁 张林 秋博文中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 
N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验...
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