工业CT重建模型与原始CAD模型粗配准的改进

针对使用主成分分析法配准时产生的模型反向问题提出了修正方法。首先使用主成分分析法配准得到变换后的模型,再引入点云模型形心与质心之间的位置关系矢量,判断变换后的模型是否存在反向问题,并通过计算旋转轴线来修正模型方向。开发了工业CT三维重建模型与计算机辅助设计模型粗配准实验软件,对改进前后的方法进行了对照实验,表明所提方法可以有效解决使用主成分分析法配准时产生的模型反向问题。     

基于模块化射线追踪的矩阵MOC方法(2)——数值验证

根据对模块化矩阵特征线(MOC)方法进行的理论研究结果,采用C++语言编制模块化矩阵MOC程序。为验证该程序的计算精度和计算效率,对沸水堆(BWR)栅格、UO2组件、2D C5G7三个基准题进行计算。数值结果表明,模块化矩阵MOC方法具有良好的计算精度和较高的计算效率。     

变宽度圆盘剪切机的运动仿真研究

为深入研究变宽度圆盘剪切机的工作原理,准确分析控制方法与运动轨迹,通过Mechatronics Toolkit将实时控制软件平台LabVIEW与三维造型软件SolidWorks相联接,构建了剪切机的联合仿真系统.在COSMOSMotion平台上,实现了LabVIEW编写的程序对SolidWorks中创建的剪切机虚拟样机的运动控制.仿真结果表明,该仿真方法能够准确分析变宽度圆盘剪切机的运动轨迹,并绘制出各运动部件的参数曲线,为复杂机构的运动控制分析提供了有效解决方案,大大节约了调试系统的成本.     

秦山核电基地外围环境中树轮14C水平分析

为了解秦山核电基地外围14C水平近年来的变化趋势,采用加速器质谱法对基地外围2 km内松树1980—2009年的年轮中α纤维素进行了14C活度分析。测量结果表明:秦山第一核电厂投入运行后树轮中14C水平变化趋势与本底相同;秦山第二核电厂、第三核电厂相继投入运行后,树轮中14C水平呈现偏高趋势,比活度比本底高出2.6~63.4 Bq/kg(C)。其中,2005年树轮中14C活度达到最大,比本底高25.8%;比较分析发现:第三核电厂的14C排放量与树轮中14C活度增量具有很好的相关性。改善第三核电厂的污染物排放管理措施后,树轮中14C活度逐渐降低,到2009年已经接近本底水平。     

秦山核电基地外围植被中14C水平分布研究

为了解秦山核电基地外围¹⁴C的水平分布与规律,本文采用加速器质谱法（AMS）对秦山核电基地外围6.5 km以内的植物样品（苔藓、松针）与食物样品中的¹⁴C比活度进行测量。测量结果显示：苔藓样品的¹⁴C比活度范围为223.0～265.6 Bq/kg C（本底为223.8 Bq/kg C）,¹⁴C比活度随距排放点距离的增加呈降低的趋势,在距排放源6.5 km处达到了本底水平。与松针相比,苔藓更适合做核设施¹⁴C排放的指示植物。苔藓样品的¹⁴C比活度分布规律表明,¹⁴C气态污染物在大气中的扩散受地形和风向因素的影响。食物样品的¹⁴C比活度比参照样品高8.5～13.0 Bq/kg C（大米样品除外）,给当地公众带来的附加剂量为0.5 μSv /a。     

CAXA实体设计环境下的盲板阀三维参数化设计

能过分析盲板阀结构特点与工作原理,以盲板阀的相关组成零件,作为参数模型构建与驱动的基本单元。利用CAXA实体设计的自定义参数化零件功能,构造相关三维模型并定义相关变量,完成驱动单元参数化模型的构建。利用CAXA实体设计提供的与Excel袅格的动态链接,将其嵌入到Excel表格之中。通过二者之间的关联,进行参数赋值与驱动,并将Excel设计数据与驱动生成的零部件模型保存到指定路径。     

CAE塑料注射成型模具设计方法的应用研究

以塑料电器壳体为例论述了基于RPM技术、Moldex3D模流分析CAE的塑料注射成型模具设计方法。采用熔融挤压快速成型设备针对该制件进行应用研究,实践证明,在产品设计和制造领域应用RPM技术,显著地缩短了产品投放市场周期、降低了成本。应用Moldex3D在薄壳塑料制品分析中进行了前端设计、制模、分析,使制品试模时减少了许多问题点。     

RMC均匀裂变源方法及其在堆用蒙特卡罗计算不对称性问题中的应用

堆用蒙特卡罗程序(RMC)不断被研发以适应于反应堆大规模精细模拟计算。在临界计算中,反应堆中子注量率、功率密度等分布不均匀导致其统计偏差的波动性增大,进而导致反应堆物理对称区域计算结果出现不对称性。蒙特卡罗堆芯计算不对称性主要由统计方差造成,减小方差波动可降低堆芯计算不对称程度。本工作在RMC临界计算中增加均匀裂变源方法,并对Hoogenboom-Martin基准题进行计算验证。结果表明,改进的方法在降低堆芯方差波动性与低功率区域方差方面效果显著。     

解读：日本发生核辐射 对中国将会有什么影响

日本福岛发生事故的核电站是20世纪70年代兴建的早期沸水堆核电站,核反应堆的"剩余发热"问题是造成最近日本福岛第一核电站发生事故的主要原因之一,即当裂变反应停止时,由于还存在着大量的放射性裂变产物,其在进行衰变时会放出衰变热。以2011后3月15日测得的剂量作最坏的估算,此次事故对中国的影响:接受的核辐射剂量为1/50000mSv/h左右,约占天然本底的5%,考虑到风向和核素本身的衰变,结果还会低于此数值。     

浅谈油封的优化使用

在介绍油封密封原理的基础上分析油封密封失效的主要原因,从油封、油封副配合以及使用维护等方面分析影响油封使用可靠性的因素,结果表明合理选择油封、提高使用维护质量、根据工况进行油封副优化,是提高油封使用可靠性的关键.