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21.
通过对正丁基锂(n-BuLi)/四氢呋喃(THF)引发α-甲基苯乙烯(mSt)负离子本体聚合,验证了n-BuLi缔合体可以引发聚合,形成超分子团聚体,然后在进一步聚合过程中超分子解离.证实了先前提出的负离子聚合的引发机理.通过7Li-NMR对聚合过程的在线检测,进一步证实了mSt在氘代苯为溶剂,THF为调节剂下的负离子聚合以及异戊二烯在非极性条件下的溶液聚合都存在引发剂多元缔合体向二元缔合体转变.研究还发现,少量THF可能使n-BuLi的六元缔合结构2~3个进一步串联起来,但先于六元缔合结构解离.此外,THF与n-BuLi作用,随着n-BuLi/THF的摩尔比从1∶1到1∶5的变化,可以使n-BuLi的巨大缔合体解离并向六元缔合体转变. 相似文献
22.
采用无氰化学镀金法在聚二甲基硅氧烷(PDMS)印章表面镀金, 通过微接触印刷技术将PDMS印章上的Au 纳米粒子(AuNPs)分别转移到氧化铟锡(ITO)透明导电膜玻璃, 修饰了(3-巯基丙基)三甲氧基硅烷(MPTMS)的ITO基底(MPTMS/ITO)和表面电镀了铜膜的ITO(Cu/ITO)表面上, 同时形成有序的结构或者图案.通过场发射扫描电镜(FE-SEM), 原子力显微镜(AFM)和显微共聚焦激光拉曼光谱仪等对实验结果进行表征.结果表明, 该转移AuNPs的方法对基底表面特性并无特殊要求, 是一种简单、快速、无污染、低成本的AuNPs转移技术, 而且转移了AuNPs的ITO基底具有表面增强拉曼光谱(SERS)活性, 有望在SERS中有所应用. 相似文献
23.
为研究长期荷载作用对钢管混凝土构件抗撞击性能的影响,利用有限元软件ABAQUS建立了长期荷载与侧向撞击荷载作用的耦合分析模型以及撞击后剩余受压承载力计算模型。对比了一次加载模式下和长期荷载作用下构件遭受撞击的动力响应,采用剩余受压承载力系数量化分析了两种加载模式下构件的剩余受压承载力。典型的有限元模型分析表明:相较于一次加载模式,考虑长期荷载作用时撞击力峰值和平台值下降,撞击时间延长,构件跨中挠度增大,但撞击力对构件做功基本保持不变;考虑长期荷载作用的撞击过程轴向荷载做功比一次加载模式增大,增加的功主要通过外钢管的塑性变形耗散,核心混凝土贡献较小;长期荷载作用下构件的剩余受压承载力系数均低于一次加载模式,撞击条件相同时,一次加载模式下撞击后可以继续承载的构件在考虑长期荷载作用时可能会丧失承载能力;提高含钢率和钢材屈服强度、降低长期荷载比可有效减小长期荷载对构件抗撞击性能的不利影响。 相似文献
24.
25.
26.
27.
28.
The efficient and safe operation of large fusion devices strongly relies on the plasma configuration inside the vacuum chamber.It is important to construct the proper plasma equilibrium with a desired plasma configuration.In order to construct the target configuration,a shape constraint module has been developed in the tokamak simulation code(TSC),which controls the poloidal flux and the magnetic field at several defined control points.It is used to construct the double null,lower single null,and quasi-snowflake configurations for the required target shape and calculate the required PF coils current.The flexibility and practicability of this method have been verified by the simulated results. 相似文献
29.
利用Moyal-Weyl星乘和Bopp变换,在微扰论下对非对易空间条件下高斯势中的氢原子能级进行了修正,通过优化高斯势的参数得到能级修正的极值,为探测非对易时空参量提供了新的可能方案。 相似文献
30.
Comparison benchmark between tokamak simulation code and TokSys for Chinese Fusion Engineering Test Reactor vertical displacement control design 下载免费PDF全文
Vertical displacement event(VDE) is a big challenge to the existing tokamak equipment and that being designed. As a Chinese next-step tokamak, the Chinese Fusion Engineering Test Reactor(CFETR) has to pay attention to the VDE study with full-fledged numerical codes during its conceptual design. The tokamak simulation code(TSC) is a free boundary time-dependent axisymmetric tokamak simulation code developed in PPPL, which advances the MHD equations describing the evolution of the plasma in a rectangular domain. The electromagnetic interactions between the surrounding conductor circuits and the plasma are solved self-consistently. The TokSys code is a generic modeling and simulation environment developed in GA. Its RZIP model treats the plasma as a fixed spatial distribution of currents which couple with the surrounding conductors through circuit equations. Both codes have been individually used for the VDE study on many tokamak devices, such as JT-60U, EAST, NSTX, DIII-D, and ITER. Considering the model differences, benchmark work is needed to answer whether they reproduce each other's results correctly. In this paper, the TSC and TokSys codes are used for analyzing the CFETR vertical instability passive and active controls design simultaneously. It is shown that with the same inputs, the results from these two codes conform with each other. 相似文献