一种基于模拟退火算法的离心式压缩机结构优化方法

    公开(公告)号:CN110705079B

    公开(公告)日:2023-01-03

    申请号:CN201910910726.1

    申请日:2019-09-25

    Abstract: 本发明涉及一种基于模拟退火算法的离心式压缩机结构优化方法,属于叶轮机械技术领域;包括建立离心式压缩机一维性能预测模型;确定优化过程中的设计变量;单一设计变量变化对性能影响分析;建立力学结构及压比约束条件下结构优化数学模型;基于模拟退火算法压缩机最佳设计变量参数的求解。本发明旨在将离心式压缩机的结构优化问题转化为数学上的组合优化问题,并用模拟退火算法进行求解,本发明在设计阶段提高了离心式压缩机的工作效率,针对特定的优化模型,在求解前通过参数变化影响分析为优化算法提供一个理想的初值,能在占用较少计算资源和时间的情况下实现离心式压缩机的结构优化。本发明计算绝对收敛、耗时短、精度高,应用前景广阔。

    一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统

    公开(公告)号:CN110739090A

    公开(公告)日:2020-01-31

    申请号:CN201910974400.5

    申请日:2019-10-14

    Abstract: 本发明涉及一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统,属于核反应堆系统技术领域。包括反应堆保护容器和反应堆压力容器;反应堆保护容器的下部通过海水进口管道与大海环境相连,上部通过海水出口管道与大海环境相连;反应堆压力容器内布置有反应堆堆芯、高温热管和主换热器,反应堆压力容器的内表面与穿过堆芯布置的热管冷凝段相连;反应堆保护容器、海水进口管道、海水出口管道和反应堆压力容器共同构成与大海环境联通的余热排出通道。本发明形成的非能动余热排出循环仅依靠工质的密度差和热管的毛细作用,不需任何的外力作用就能实现堆芯衰变热的持续导出,提高了反应堆的安全性,且有利于实现反应堆结构的紧凑性,应用前景广阔。

    一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统

    公开(公告)号:CN110739090B

    公开(公告)日:2022-07-15

    申请号:CN201910974400.5

    申请日:2019-10-14

    Abstract: 本发明涉及一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统,属于核反应堆系统技术领域。包括反应堆保护容器和反应堆压力容器;反应堆保护容器的下部通过海水进口管道与大海环境相连,上部通过海水出口管道与大海环境相连;反应堆压力容器内布置有反应堆堆芯、高温热管和主换热器,反应堆压力容器的内表面与穿过堆芯布置的热管冷凝段相连;反应堆保护容器、海水进口管道、海水出口管道和反应堆压力容器共同构成与大海环境联通的余热排出通道。本发明形成的非能动余热排出循环仅依靠工质的密度差和热管的毛细作用,不需任何的外力作用就能实现堆芯衰变热的持续导出,提高了反应堆的安全性,且有利于实现反应堆结构的紧凑性,应用前景广阔。

    一种基于模拟退火算法的离心式压缩机结构优化方法

    公开(公告)号:CN110705079A

    公开(公告)日:2020-01-17

    申请号:CN201910910726.1

    申请日:2019-09-25

    Abstract: 本发明涉及一种基于模拟退火算法的离心式压缩机结构优化方法,属于叶轮机械技术领域;包括建立离心式压缩机一维性能预测模型;确定优化过程中的设计变量;单一设计变量变化对性能影响分析;建立力学结构及压比约束条件下结构优化数学模型;基于模拟退火算法压缩机最佳设计变量参数的求解。本发明旨在将离心式压缩机的结构优化问题转化为数学上的组合优化问题,并用模拟退火算法进行求解,本发明在设计阶段提高了离心式压缩机的工作效率,针对特定的优化模型,在求解前通过参数变化影响分析为优化算法提供一个理想的初值,能在占用较少计算资源和时间的情况下实现离心式压缩机的结构优化。本发明计算绝对收敛、耗时短、精度高,应用前景广阔。

    一种热管型深海应用核反应堆系统

    公开(公告)号:CN110634580B

    公开(公告)日:2022-05-13

    申请号:CN201910918700.1

    申请日:2019-09-26

    Abstract: 本发明公开了一种热管型深海应用核反应堆系统,包括:密封的圆筒形的压力容器,从上到下依次设置于压力容器内的主换热器,余热排出换热器,堆芯,以及贯穿主换热器、余热排出换热器、堆芯的高温热管;其中堆芯由反射层、屏蔽层、燃料元件、控制棒及金属基体组成;主换热器通过环形套管与能量转换装置连接,是反应堆中主要的承压容器;余热排出换热器由换热器壁面和包含在内部的高温热管组成,通过海水进口管道和海水出口管道与大海环境相连;多个高温热管设置于堆芯、主换热器和余热排出换热器的内部。本发明具有的优点是结合深海应用环境需求,采用了一体化的布置方案,系统简单结构紧凑,最大限度的减小了放射性物质泄漏的可能性。

    一种热管型深海应用核反应堆系统

    公开(公告)号:CN110634580A

    公开(公告)日:2019-12-31

    申请号:CN201910918700.1

    申请日:2019-09-26

    Abstract: 本发明公开了一种热管型深海应用核反应堆系统,包括:密封的圆筒形的压力容器,从上到下依次设置于压力容器内的主换热器,余热排出换热器,堆芯,以及贯穿主换热器、余热排出换热器、堆芯的高温热管;其中堆芯由反射层、屏蔽层、燃料元件、控制棒及金属基体组成;主换热器通过环形套管与能量转换装置连接,是反应堆中主要的承压容器;余热排出换热器由换热器壁面和包含在内部的高温热管组成,通过海水进口管道和海水出口管道与大海环境相连;多个高温热管设置于堆芯、主换热器和余热排出换热器的内部。本发明具有的优点是结合深海应用环境需求,采用了一体化的布置方案,系统简单结构紧凑,最大限度的减小了放射性物质泄漏的可能性。

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