厦门市海沧区青少年脊柱畸形的筛查及早期干预

目的通过筛查了解厦门市海沧区10~18岁青少年脊柱的健康情况,为将来的青少年脊柱畸形筛查及防治工作提供相关的理论依据及简单有效的筛查方法。方法2020年9月—2023年7月按照《中国青少年脊柱侧凸筛查临床实践指南及路径指引》的原则和方法对厦门市海沧区部分中小学校的11735名10~18岁青少年进行脊柱健康筛查。分析初筛、复筛阳性对象基本信息,不同性别特发性脊柱侧凸Cobb角分布情况。结果学校初筛阳性225例;复筛阳性75例,其中男性19例,女性56例,均为特发性脊柱侧凸。Cobb角10°~20°51例,男性18例,女性33例;>20°~45°21例,男性1例,女性20例;>45°3例,男性0例,女性3例。结论厦门市海沧区青少年脊柱健康状况良好,其中10~18岁青少年特发性脊柱侧凸(adolescent idiopathic scoliosis,AIS)患病率为0.64%,处于国内中等水平;其中男女患病率之比为1∶3.00,危险年龄为10~14岁。

流体力学仿真技术在电子雾化器结构开发中的应用

该文以3款不同进气方式的雾化器为研究对象,演示了计算流体力学仿真技术在电子雾化器结构开发中的应用过程。通过数值模拟的方法得到3款雾化器在进气量、流量分配比例及速度分布方面的差异。结果表明,不同进气方式对上述参数有较大影响。当进气量大、流量分配比例均匀且速度分布均匀时,雾化器的性能最高。基于这些结果,该研究证明了流体力学仿真技术在工程实践中的应用价值。

SiRNA诱导ROR2表达下调抑制软骨肉瘤细胞的增殖、迁移和侵袭

目的探讨小干扰RNA(SiRNA)抑制受体酪氨酸激酶样孤儿受体2(ROR2)表达水平对软骨肉瘤细胞的增殖、迁移和侵袭的影响。方法将软骨肉瘤SW1353细胞分成空白对照组、NC组(转染NC-SiRNA)和ROR2-SiRNA组(转染ROR2-SiRNA)3组,分别给予相应的处理后,用qRT-PCR和Western blot检测各组细胞中ROR2 mRNA和蛋白的表达变化,CCK-8法检测各组细胞增殖,划痕实验及Transwell实验检测细胞迁移和侵袭能力的改变。结果ROR2-SiRNA组ROR2 mRNA和蛋白的表达水平明显低于空白对照组和NC组(P<0.05),而空白对照组和NC组比较,差异无统计学意义(P>0.05);相同的作用时间,ROR2-SiRNA组OD值明显低于空白对照组和NC组(P<0.05),而空白对照组与NC组比较差异无统计学意义(P>0.05)。细胞划痕实验结果显示,与NC组比较,ROR2-SiRNA组肿瘤细胞的迁移距离明显变短,迁移能力明显受到抑制,差异有统计学意义(P<0.05)。Transwell实验结果显示,与NC组比较,ROR2-SiRNA组的穿膜细胞数明显减少,侵袭能力明显减弱,差异有统计学意义(P<0.05)。结论下调ROR2表达水平可显著抑制软骨肉瘤细胞的增殖、迁移和侵袭。

某型飞机发动机短舱热气防冰系统性能数值模拟

使用三维内外强固传热耦合方法计算校核发动机短舱热气防冰系统的性能,并分析发动机进气流量对蒙皮表面温度的影响。内、外部表面传热系数计算均采用纯三维的CFD方法,在内、外部网格数据交互时使用了距离加权反比插值法。通过计算获得发动机短舱的局部水收集系数、蒙皮表面温度的分布情况、各处溢流水量,并由此判定此防冰系统性能是否达到要求。分析表明此发动机短舱热气防冰系统符合防冰性能要求;当发动机进气流量增大时,蒙皮表面温度下降,且溢流水量增加。

基于修正AIAD模型的稳压器波动管CCFL现象数值模拟

现阶段采用的第三代核电技术广泛引入非能动自动卸压系统,提高了反应堆的安全性,但是破口事故后可能引发的气液相向流动限制现象(Counter-Current Flow Limitation,CCFL)会增加稳压器波动管自身的安全风险,因此对稳压器波动管中CCFL现象的研究非常重要。本文采用自由表面模型结合修正的AIAD(Algebraic Interfacial Area Density)模型对稳压器波动管CCFL现象进行了三维数值模拟。通过与之对应的实验现象比较,结果分析表明:所使用的模型可以正确模拟该现象下汽液两相的相间作用;并通过对气相流速和倾斜角的敏感性分析,可以得到如下结论:阻塞的推进主要受初始气相流速和稳压器波动管倾斜角的影响,在靠近管道起始点的位置主要受初始气相流速影响,远离管道起始点的位置主要受倾斜角的影响。

中国核电产业国产化发展分析

自第一座军用堆的建成到2019年7月三代核电机组再次获批建设,我国核电经历了长期的发展,进入了核电重启时期。主要简述了不同发展阶段的核电技术路线,核电设备国产化率,以及相关的发展规划。我国核电产业的发展,是核电产业和制造业的奋斗史。核电设备的国产化率在有限的核电项目中不断提高。面对核电国产化过程中遇到的技术难点,我国核电从设计院到制造商共同承担风险,突破困境,实现了三代技术的国产化。在更先进的核电技术需求背景下,核电产业需要建立可持续发展的先进产业设备制造供应管体系。

基于MATLAB的1000 MW核电机组反应堆CHF特性分析

以某1 000 MW机组核电站压水堆设计及试验数据为依据,将燃料组件沿轴向分为若干个控制体,利用MATLAB软件对临界热流密度(CHF)特性进行了计算。计算结果表明:正常运行工况下沿冷却剂流动方向,冷却剂温度从下部第一个控制体到最上部控制体,温度变化趋势为先慢后快最后变化平缓,最高温度值出现在堆芯出口处;燃料棒表面温度变化与核功率有一定的相关性,核功率比较大的燃料棒中间区域热流密度也较大;各核功率状态下偏离泡核沸腾比(DNBR)最小值出现在中间稍偏上的控制体处,DNBR值总体上呈两头大中间小的趋势;最高核功率状态下,最小DNBR值最接近1.3,实际热流密度最接近CHF,出现CHF现象的概率增加,运行过程中应防止反应堆超功率运行。

基于EM算法的热工水力模型的不确定性量化方法研究

常用的最佳估算加不确定性(BEPU)方法是对电厂和程序模型的不确定性来源(输入不确定性)进行量化,并通过不确定性传递得到与安全相关参数(如包壳峰值温度PCT)的双95%不确定度带。然而最佳估算(BE)程序内部的一些物理模型参数作为重要的不确定性来源,在实验中往往不能被直接测量,其不确定性的量化目前主要依赖于专家判断,缺乏客观性。本文基于期望最大化(EM)算法,利用分项实验中可直接测量的响应参数,通过反问题求解推导程序内部模型参数的不确定性概率密度分布,并以再淹没现象为例进行方法应用,得到了程序内部沸腾传热、相间摩擦等模型的不确定度。