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基于变换热力学,导出了具有非共形任意横截面的柱形热斗篷热导率表达式,并在此基础上设计了具有非共形横截面的柱形热斗篷.全波仿真结果表明,热斗篷迫使外部热流绕过斗篷,导致隐身区域热通量为零,从而具有热保护功能;同时,热流绕过斗篷后将恢复原来的温度场分布,使其具有完美热隐身功能.此外,基于所导出的变换媒质热导率表达式,设计并求解了具有规则共形和非规则共形横截面的柱形热斗篷,发现它们同样具有热保护和完美热隐身功能.这表明通过选择适当的边界函数,所得变换媒质热导率表达式可用于设计任意横截面柱形热斗篷,具有普遍的适用性,这种技术在计算机芯片、卫星和航天器等的热保护中有潜在应用. 相似文献
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如何灵活地控制和操纵热流是目前研究的热点.本文基于拉普拉斯方程提出了一种设计任意形状热斗篷的方法.对于形状规则的热斗篷,在特定边界条件下求解拉普拉斯方程得到了斗篷区域材料的热导率分布解析表达式;对于不规则形状的热斗篷,通过数值求解拉普拉斯方程得到了斗篷区域材料的热导率参数分布.全波仿真结果表明,所设计的二维和三维任意形状热斗篷内部隐身区域的热通量为零,从而具有热保护功能;同时,热流绕过斗篷后温度场恢复原来的分布,实现了完美隐身功能.这项研究为解决热斗篷内外边界非共形问题提供了一种可行的方法,对热保护器件的设计和制备有指导意义. 相似文献
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在主动式磁回热制冷机中,由于温跨变化、磁场分布不对称、磁回热器和永磁体气隙长度不一致、磁回热器间相位的影响,采用热力学方法来计算磁功耗会产生较大的误差.本文依据经典分子场理论,建立了通过计算磁力来估算磁功耗的方法,采用该方法可以对磁回热器和永磁体气隙长度比(δ),以及磁回热器之间相位差进行分析和优化设计.分析结果表明,磁回热器温跨的增大会使磁力峰值和消耗磁功率增大,当δ在0到1的范围变化时,磁力峰值和磁功率均存在极大值;当右侧回热器相位超前左侧回热器π时,消耗的磁功率最小,且随着温跨的增加,对应最小磁功率的相位差增大. 相似文献
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针对多输入多输出声呐在水下探测场景中获得的空时快拍数量不足导致空时自适应检测性能下降的问题, 提出一种适用于小空时快拍数情况下的稳健空时自适应检测(STAD)方法。首先将斜对称特性推广到多输入多输出(MIMO)声呐空时自适应检测中, 并利用该特性将空时快拍数量扩展至原来的两倍; 然后利用迭代自适应方法实现对空时协方差矩阵的重构; 最后根据广义似然比检测(GLRT)准则推导出检验统计量。计算机仿真结果表明, 所提方法可以在小空时快拍数情况下准确估计空时协方差矩阵, 大幅减小空时自适应检测对空时快拍数量的需求, 提高多输入多输出声呐在小空时快拍数情况下的检测稳健性。 相似文献
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人体胸部各种组织器官较多,造成胸部的CR(Computed Radiography)图像动态范围大,是所有临床CR图像中最为复杂的一种。一般的图像增强方法只对胸腔中的部分组织起到了增强的效果,而对另一部分组织不会有良好的增强的效果,甚至会出现对比度变差、细节模糊、噪声增加等不理想的结果。提出了基于邻域灰度方差与噪声方差之比的自适应增强方法,可根据胸部CR图像的灰度特性调节增强程度的加权因数K,自适应的增强胸部CR图像边缘细节,丰富图像的细节信息,提高图像的诊断价值。实验证明,该算法处理后的胸部CR图像细节丰富,信噪比高,细节方差和背景方差之比(DV/BV)比通用算法高,增强后的CR图像具有良好的视觉效果,是一种有效的适合胸部CR医学图像的边缘细节增强方法。 相似文献
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考虑温度、物质密度效应,用相对论Dirac自洽场含温有界原子模型,给出了热物质中连续态电子波函数的能态密度。通过研究Au、Fe、Ar、Kr等元素,分析了光电截面随温度、物质密度的变化规律。 相似文献
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Current and future measurements for the total cross sections at E-811, PP2PP, CSM, FELIX, and TOTEMhave been analyzed using various models. In the light of this study an attempt has been made to focus on the behaviorof total cross section at very high energies. 相似文献
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天体环境中丰中子核素熔合反应率对研究中子星表面超级暴现象的点火机制有重要意义。由于次级束流强过低,无法使用传统固体靶实验技术测量垒下熔合反应截面。活性靶技术的发展为垒下丰中子核素熔合反应截面的测量提供了可行的途径。基于Geant4模拟详细地分析了多重采样电离室(MUSIC)与时间投影室(TPC)两种活性靶探测器中熔合反应与弹性散射的运动学性质,给出了4种熔合反应鉴别判据,并且计算了由这些判据误判引起的熔合截面系统误差。在Ecm=13.6 MeV时,MUSIC与TPC的弹性散射误判截面分别为0.5 mb和2.9×10-3 mb,都远小于此时熔合截面(877 mb)。在垒下,MSUIC的熔合截面系统误差已经超出实验测量要求,而TPC能够进行实验测量的能量可以降低至Ecm=4.7 MeV。Reaction rates of fusion reactions among neutron-rich nuclei in the astrophysical environment are of great significance to understand the ignition of superbursts on neutron stars. Since beam intensity is rather low for radioactive ion beams, it is extremely difficult to operate a direct measurement for cross sections of such fusion reactions below the Coulomb barrier using thick target technique. In this case, a novel technique, active target technique, has been developed recently. To study the energy limit for measurement below Coulomb barrier, the kinematics of elastic scattering and fusion reaction in MUSIC and TPC are discussed with Geant4 simulation. Four identification methods are used and uncertainties of cross sections resulted from misjudgments are calculated. With Ecm=13.6 MeV, the uncertainties of cross sections for MUSIC and TPC are 0.5 mb and 2.9×10-3 mb, respectively. The uncertainties for MUSIC become far beyond measurement when below coulomb barrier, while TPC remains to be a suitable detector for measuring fusion cross sections until Ecm=4.7 MeV. 相似文献
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提出一种计算热导率的非平衡分子动力学(NEMD)方法,通过构造均匀内热源获得抛物线形温度分布,并基于Fourier导热定律计算热导率,与Müller-Plathe发展的反扰动非平衡分子动力学(RNEMD)方法相比,不仅具有能量动量守恒和收敛性好的优点,还克服了常规NEMD方法中热冷源区域存在局域热力学非平衡的问题,并有模拟系统温差影响小的特点.对液态氩的热导率进行模拟并与RNEMD方法的模拟结果进行对比. 相似文献
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温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究 总被引:3,自引:0,他引:3
MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性,现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算,定量地说明MCNP通过其自带的常温(294K)下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算(由于反应堆内各种材料/位置的温度不同),而且,它也不能够计算反应堆中与温度相关的量,如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库,使用MCNP-4C对基准题进行了计算,发现计算结果与基准值符合得非常好。这说明通过使用不同温度下的核素截面数据库,MCNP可以准确计算温度系数和增殖系数等,从而说明在反应堆设计计算中制作不同温度下的核素截面库的必要性。Due to the advantage of geometry simulation and nuclear data, the code MCNP is now widely used in the reactor analysis. Based on our calculation of the fuel temperature reactivity coefficient benchmark, it is quantificationally proved that MCNP with its own cross section library can' t be used to simulate the reactor accurately and to calculate the temperature reactivity coefficient. Furthermore, we use MCNP- 4C with a database that contains temperature dependent nuclear cross sections to calculate the benchmark. The results are well agreement with benchmark results. This means that, with the temperature dependent nuclear cross sections library, MCNP can calculate the temperature reactivity coefficient and reactor multiplication factor accurately. So the temperature dependent nuclear cross section library should be processed to meet the requirement of reactor calculation. 相似文献
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