基于温度作用下预应力混凝土空腔楼盖的结构分析

运用有限元分析软件ANSYS对不同温度差值下的大跨度预应力混凝土结构中的空腔楼盖的挠度及应力变化规律进行了研究分析。结果表明:温度越高,楼盖起拱值越大,能够抵消的结构竖向位移值越大,该空腔楼盖最终呈现的挠度值就越小;同时随着温度的不断降低,该楼盖的挠度变化差值越大,压应力数值越来越小,且压应力值降低幅度越来越大。     

面向联合态势感知的大数据应用模式研究

联合作战、网络中心战的提出,推动了态势感知的产生和不断发展,作为实现态势感知的重要平台和物质基础,态势图对数据和信息复杂的需求和特性构成了突出的大数据问题.从大数据的高度思考,解决态势感知面临的信息处理难题,是研究联合作战态势感知的重要方法.通过分析联合作战态势感知的数据类型、结构和特点,得出态势感知面临着大数据挑战的结论.初步探讨了可能需要解决的问题和前沿信息技术的应用需求,最后对关键数据和信息处理技术进行了研究.该研究对于“大数据”在军事信息处理和数据化决策等领域的研究具有重要探索价值.     

喷推叶轮五轴数控加工方法的研究与实现

针对喷推叶轮的结构特点，提出了切实可行的数控加工方案，综合运用先进制造技术，主要包括：毛坯余量的三坐标测量，加工定位基准的选择和夹具的设计，叶轮各个型面加工顺序和数控加工方法的确定及加工刀具的选择，计算机仿真加工和碰撞检查，零件在机床上找正定位等，最终在此基础上，采用五轴联动数控加工方法，加工出合格的喷推叶轮。     

喷推叶轮五轴数控加工方法的研究与实现

喷水推进装置是一种高速船推进系统，喷推叶轮是喷水推进装置的核心部件，其材料为双相不锈钢，进行加工时材料的加工硬化严重，热传导率很低，而且由于材料具有相当大的强度和韧性，切削时容易和刀具发生粘连，是典型的难加工材料。喷推叶轮的毛坯为铸件，轮毂的外表面不需要加工，由铸造时保证尺寸，仅加工叶片的各个型面。     

联机分析处理的实现及其性能调优

本文首先对联机分析处理(OLAP)技术进行了简要的介绍．接下来提出了联机分析处理的三种实现方式．关系型联机分析处理(ROLAP)．多维联机分析处理(MOLAP)．混合联机分析处理(HOLAP)．其中对多维联机分析处理的存储方式进行了重点描述．并阐述了基于多维数据组织的MOLAP的性能调优方法．用以提高联机分析处理工具的开发效率．推动计算机应用技术的进一步发展。     

多源异构装备数据集成研究综述

现代战争需要高效地处理多源异构的装备数据,装备数据集成主要针对装备数据的来源广泛、结构异构问题,通过数据集成平台对多个数据来源进行统一处理,屏蔽数据之间物理和逻辑层面的差异,实现装备数据的统一表示、存储和管理.研究阐述了基于模式、基于复制的装备数据集成方法,梳理了装备数据集成中存在的组织管理、结构异构、语义异构、大数据等问题及相应的解决方案,分析了以Web Services和Big Data为代表的装备数据集成最新技术,并展望了未来的发展方向.     

基于光电的闭环校射技术研究

为了提高武器的射击精度,武器系统普遍采用了闭环校射技术。光电探测具有隐蔽性和测量精度高的优点,提出了将光电测量理论引入到闭环校射技术的方法。分析了基于光电的脱靶量测量原理,设计了基于光电的闭环校射系统,能够通过平滑滤波、图像分割、特征点提取等数字图像处理技术自动求取脱靶量。仿真实验表明,基于光电的闭环校射技术,能够改善武器系统的校射效率,提高射击精度,缩短战斗准备时间。     

基于严重事故剂量后果的堆芯重要核素选择

用于事故放射性后果评价的事故源项与堆芯源项密切相关,而通用的堆芯源项程序,如ORIGEN的计算结果包含几百个甚至更多的核素,如何在大量核素中筛选出重要核素,对于简便、准确地进行放射性后果评估具有重要意义。通过对事故后核素迁移至环境的跟踪,评价每个核素对最终放射性后果的贡献。结果显示30～50个核素的剂量贡献即可包络95%以上的剂量后果,这些核素可作为计算的基准,也是堆芯源项核素选择的依据。计算方法对剂量后果评价具有重要的参考价值。     

PWR核电厂乏燃料贮存临界计算重要核素的选取

信用核素选取是基于燃耗信用制乏燃料贮存临界安全分析的关键一步。通过对不同富集度、燃耗深度及停堆冷却时间下典型PWR燃料组件分析,以核素中子吸收份额大小排序为依据,筛选出对总的中子吸收起主要贡献的核素。结果显示,47个核素即可包络停堆后0~20a内影响乏燃料贮存系统反应性的所有核素中的99%。通过核素敏感性因子分析证明依据中子吸收份额排序选取重要核素的方法是合理的,与基准算例的结果对比证明所筛选出的核素能足够代表影响系统反应性的所有重要核素。     

基于衰变热的堆芯重要核素选取

衰变热在反应堆设计及安全分析中至关重要,目前计算衰变热主要基于行业标准和专用程序两种方法。通过对PWR燃料组件分别采用两种方法进行计算分析,相互验证了结果。详细分析了停堆不同时刻多种核素对衰变热的贡献,筛选出主要贡献者,为堆芯源项核素的选择提供参考。结果显示约50个核素即可包络停堆后100 h~50 a内95%以上的衰变热贡献。并对标准与程序结果的差异进行了分析,提出了标准适用范围的建议。