1) source term correction
源项修正
1.
A new source term correction method is presented for 3 d elliptic grid generation.
构造一种新的源项修正方法用于三维椭圆型方程网格生成，可以实现对网格与边界正交及网格与边界间距的双重直接控制。
2) partial factors
分项修正
1.
The approach of the internal and external stability cheaking computations and aspects of partial factors for the design of geosynthetic reinforced wall filled with cohesion soil are described emphatically.
本文根据加筋土的工作机理，分析了加筋土高支挡的验算方法，提出了适合于合成材料、粘性土加筋挡墙内、外部稳定分析的方法，并在参数取值上考虑了分项修正系数，此外，优化技术成功地应用于加筋挡墙整体滑动的稳定分析。
2.
The Limit State Approach and aspects of partial factors for the design of geosynthetic reinforced soil structures are described emphatically.
笔者介绍了加筋土的加固机理及设计方法， 重点阐述了合成材料加筋土的极限状态设计方法的概念及分项修正系数， 在一合成材料粉煤灰加筋土高支档的设计及验算中引入了分项修正系数， 并对其主要设计指标确定进行了分析。
4) source correction
源修正
1.
After source correction, spectra for Si are also given to indicate the influence of source components.
给出了源修正前后湮没量子在Si中的多普勒展宽谱,讨论了源成分的影响。
2.
This paper presents the results of study of source correction of positron lifetime spectrum on high Tc supersemiconductor YbaCuO,and recital important meaning and attention things of source correction.
本文以高温超导体 YBa Cu O为研究对象 ,以对高斯函数进行卷积的数学模型为基础 ,系统地研究了正电子寿命谱的数学迭代过程和拟合方法 ,阐明了源修正的重要意义 ,并给出了源修正的一种方法及其重要结
5) passivity modification
无源修正
1.
A wide frequency circuit model for convert transformer based on passivity modification;
无源修正技术在互感器宽频等效模型建模中的应用
补充资料：核电厂源项
核电厂源项
source term from nuclear power plant
hed一onehong yuonxlong核电厂派项(souree term from nuelea:powerplant)核电厂在正常运行期间或发生事故时，释人环境的放射性物质的形态、数量、组分以及释放随时间变化的其他释放特征。通常可分为常规源项和事故源项两类。常规源项是核电厂进行常规环境评价、环境监侧与管理的依据.事故源项则是核电厂事故管理和应急计划的基础。确定派项的方法主要有下述三种:①根据核电厂状况通过计算获得;②根据流出物的监侧结果估算.③根据环境监侧数据反推。 常规源项包括极限设计工况排放量或实际排放t。极限设计工况表示允许该核电厂继续运行的极限工况。一旦发生超过此极限工况条件时，电厂将停止运行或降低功率运行。极限工况下的排放量仅作为安全设计的依据，以确保在该工况下核电厂仍能正常运行。事实上，核电厂不可能全年都在极限设计工况下运行。其实际排放t远小于极限设计工况排放量。以中国第一个自己设计、建造的秦山核电厂(电功率为3。。MW)为例，正常运行工况下，液态放射性排放t:3H，在1012助/at级，其他核素，在108助/a量级;气态和惰性气体的释放t约在10，“鞠/a量级，主要核家有’H、’4C户‘Ar、.，Kr、’3，I、’33Xe、”7Cs等。 事故源项对核电厂来说，最关心的事故为设计基准事故和超设计基准事故。前者主要应用于核电厂设计阶段环境形响报告。后者主要应用于核电厂的选址和应急计划.设计墓准事故是用于评估厂址和专设安全设施的一种假想的事故.其定义为:核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，设计基准事故包括稀有事故和极限事故两类事故工况，在核电厂设计中，对于一系列的运行事件，也按确定的设计准则，采取了针对性的措施.故把预期运行事件、稀有事故和极限事故合在一起，统称为设计基准事故。设计基准事故有很多类型。对轻水堆来说，以往最关注的设计基准事故是在反应堆的一回路中最大的冷却剂管道突然地双端断裂(称DBA一L(犯A事故)。表1列出了秦山第二核电厂设计阶段环境评价报告中设计墓准事故源项。超设计基准事故是指比设计基准事故更为严重的事故，也称严重事故，它是指堆芯严重损坏，并有可能破坏安全壳的完整性，从而造成向环境释放较大量放射性的事故。目前应用最广的是RSS压水堆假想事故。这是把美国萨里(Surry)和挑花谷(PeachBOttom)两个核电厂分别作为压水堆和沸水堆的代表，用电厂的可命性分析和源项分析，得出的9类压水堆事故和5类沸水堆事故。应该指出的是，此中也包含了设计基准事故，例如9类压水堆事故中的最后两类(PWRS、PWRg)就类似设计基准事故。
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参考词条