论文部分内容阅读
本文从一幅高分辨电子显微像出发,用像解卷结合像模拟研究了超导氧化物Nd<,1.85>Ce<,0.15>CuO<,4-δ>的晶体结构,并对最大熵解卷技术作进一步探讨.
最大熵像解卷结合像模拟确定NdCeCuO的晶体结构
【摘 要】
：
本文从一幅高分辨电子显微像出发,用像解卷结合像模拟研究了超导氧化物NdCeCuO的晶体结构,并对最大熵解卷技术作进一步探讨.
【机 构】
：
中国科学院物理研究所(北京)
【出 处】
：
第十三届全国电子显微学会议
【发表日期】
：
2004年6期
其他文献
介绍了一种模拟核反应堆石墨构件破坏过程的CDM(Continuum Damage Mechanics)模型.该破坏模型结合了基于应力的和基于断裂力学的两种破坏准则,能够模拟构件中裂纹的萌生和扩展过程.通过与现有的有限元软件相结合,可以有效地对石墨等脆性材料进行破坏分析和预测.
本文是CARR堆本体地震响应分析响应有尽有谱法的计算,CARR堆本体包括堆芯容器、重水箱和导流箱等与堆水池构成完整的结构.在堆水池中储存大量的轻水和重水.在地震分析中,必须考虑结构-流体的耦合效应,将堆本体简化成三维的流固耦合计算模型,采用三维流体单元和结构单元作为基本出发点.采用对堆本体流固耦合三维模型进行模态分析,以获得在流固耦合作用下,结构的固有频率和振型,在此基础上建立等效的流固耦合三维计
堆芯缓冲装置的功能是当堆芯发生跌落事故时起到缓冲作用,大幅度降低其对压力容器底部的撞击力,防止压力容器破损产生的严重后果.本文通过研究0Cr18Ni10Ti板状试件在大应变冲击试验下材料的能量吸收率和延伸率,为缓冲装置设计提供资料;其次,由缓冲器模型试验发现了冲击工况下的径缩和最小塑性流动应力,确定出能量吸收体的伸长量,为缓冲装置的设计提供依据.
321奥氏体不锈钢是核电工业、石油化工生产中常用的合金钢之一.但是对它的实际疲劳性能的测试在国内尚未见报导,本文按照美国ASTM有关标准和我国的相关国家标准通过应变控制实测了321钢的应变疲劳性能,绘制了循环加载条件下的应力-应变回滞曲线;测定了应变量和失效的载荷循环次数等应变疲劳性能参数.得到321钢的应变幅和疲劳寿命曲线和S-N曲线.对试验结果应用美国ASME Sec Ⅲ以疲劳分析为基础的设计
这是秦山核电厂定期安全审查(PSR)项目所作工作的一部分,设备抗震力学分析评价属PSR等3个子项中的安全分子子项.它通过现行规范与原使用规范的比较,对秦山核电厂各系统的主要设备进行了抗震力学分析审查,并提出建议的纠正措施.
在破前漏(Leak-Before-Break)的力学分析中,需对含贯穿裂纹的直管和弯管进行断裂力学计算,计算方法一般有工程方法和有限元法,本文使用有限元法对含贯穿裂纹弯管进行计算.
管道贯穿裂纹的泄漏率和裂纹尺寸大小之间的关系是LBB研究领域中的一项关键技术.本文介绍了用于计算贯穿裂纹张开位移及泄漏率的模型,以及基于这些模型开发的计算程序;并介绍了管道贯穿裂纹的泄漏率试验.将理论计算与试验结果进行比较,结果表明:二者符合较好,其偏差在26.3﹪以下.
针对石油化工工业过程中设备安全性要求的特点,建立了基于时间相关失效评定图(TDFAD)的高温结构蠕变失效评定方法.评定方法根据所需材料试验和评定结构精度分为3个级别,级别越高,所需材料实验越多,步骤越复杂,得到的评定结果越精确.本文讨论了不同评定级别的适用范围并给出了相应的公式,并采用工程实例说明了评定方法的适用性.
NHR-200是清华大学核能技术设计研究院开发的小型供热堆.由于盒式结构以及控制棒的存在,堆内水-铀比无法有效降低.考虑到供热堆负荷变化比较缓慢,且堆芯温度不需太高的特点,设想将堆芯改为压水堆结构.采用压水堆式组件,组件之间紧密排列,通过在慢化剂中注硼来补偿剩余反应性,正常运行下无需控制棒操作,只保留少数控制棒用于保证紧急情况下的停堆操作.初步研究表明,改进后的方案具有以下优点:堆芯水-铀比降低,