1) heap management structure
堆管理结构
2) management structure
管理结构
1.
Moreover, local governments management responsibility should be enhanced, and the management structure of institutions of higher learning should be optimized for better teaching benefits.
原有管理体制已不能适应高等教育飞速发展的需要，国家必须通过立法手段对高校实行宏观控制和调节，同时应加大地方政府对高校的管理职能以及优化学校的管理结构，最大限度地提高办学效益。
2.
After analyzing the Mainstream Block Theory of Management, based on management structure and three characteristics of management attribute, the paper puts forward a basic concept of management integration.
在对管理学主流板块理论分析的基础上,以管理结构和管理三重属性为理论基础,提出了管理整合的基本思路。
3) structure management
结构管理
1.
In this paper,the au th or discusses t he theory and method in designing tool system of software config structure management.
本文探讨了一种软件配置结构管理工具方案,对系统的功能和结构进行了分析,并给出了其语义模型和系统框架。
2.
Aiming at the current application of PDM in ship-building enterprises,analysis on the objects of the shipping transmission product structure management was made in the J2EE-based ship transmission PDM system of a ship R&D unit.
针对PDM在船舶设计制造企业的应用现状,以某船舶研发单位的基于J2EE的船舶传动装置PDM系统项目为应用背景,分析了该系统中船舶传动装置结构管理的对象。
4) managerial structure
管理结构
1.
Academic and administrative authorities exist side by side on campus, and these two kinds of authorities reflect themselves in managerial structures of all level.
大学存在着学术与行政两种权力 ,这两种权力体现于大学的各级管理结构之中。
5) administrative structure
管理结构
1.
Empirical analysis of administrative structure of China s universities;
中国大学管理结构变化实证分析
2.
This essay analysed and explained the changes in history and current administrative structure of Chinese medicine higher education for overseas students in China,and the administrative condition of students who study in abroad universities.
在此基础上,讨论了适合我国高等中医院校科学、合理的留学生管理结构,并介绍了目前具有创新理念的科学管理模式,给中医院校外国留学生管理工作有益的启示。
6) Pipe string construction
管理柱结构
补充资料：核反应堆结构材料
核反应堆结构材料
structure material for nuclear reactor
hefany一ngdui Jlegou ea一4旧。核反应堆结构材料(Strueture material fornuelear reaetor)主要指用于核燃料元件包套和其他堆芯构件的核反应堆材料。在核反应堆发展初期，天然铀反应堆较多，堆运行温度较低，一般采用中子吸收截面低的铝、镁做结构材料;后来浓缩铀大量应用于反应堆，堆的运行温度和功率密度大大提高，错，不锈钢，镍基合金开始作为反应堆结构材料。 要求由于核反应堆结构材料工作在高温、强辐射和腐蚀条件下，对它提出了极为苛刻要求，主要要求有: (1)低的中子吸收截面。特别在采用天然铀作核燃料的热中子反应堆中，更要求堆芯结构材料具有低的热中子吸收截面，并要求严格限制那些中子吸收截面大的杂质含量。否则将破坏堆芯的中子平衡，使核裂变链式反应难以进行。 (2)好的力学性能。堆芯构件承受着很高的机械载荷，加之高温和高速流体的冲击，要求结构材料能在较高热应力、交变应力和振动条件下工作。为了减少对中子的吸收，堆芯构件，特别是核燃料元件包壳，往往做得很薄。这就要求结构材料能在上述条件下保持构件的尺寸和形状稳定。 (3)高的热导率。这对于降低核燃料元件包壳的温差是必要的，而高的温度梯度将会引起很大的热应力。此外，结构材料高的热导率使核燃料元件得到可靠冷却，是保证核反应堆无事故和安全工作的重要条件。 (4)好的辐照稳定性。堆芯结构材料受到强烈的辐照，这可能严重影响材料的性能。例如强度增加、塑性下降。有些材料由于辐照生长或辐照蠕变而使其尺寸发生变化。这些都要求对材料进行复杂的、长时间的试验，其中包括直接在核反应堆内进行试验，以选择合用的堆芯结构材料。 (5)耐冷却剂腐蚀。堆芯结构材料直接和冷却剂接触，冷却剂常含有腐蚀性的杂质。有些冷却剂本身即使纯度很高也具有腐蚀性。因此堆芯结构材料有可能由于腐蚀(特别是局部腐蚀)而遭到破坏。有时在腐蚀过程中还产生氢，它可能溶入材料内而引起材料的脆化。再加上核反应堆内的高温、高的机械应力和热应力、以及辐照条件下材料性质和冷却剂成分的变化，使材料的腐蚀环境更加复杂。 (6)与核燃料相容。为了利于将核燃料所产生的热量经过包壳传给冷却剂，一般包壳与核徽料之间是直接接触的。如果在给定的条件下，两者之间不发生相互作用或作用很慢，不引起燃料元件的形状改变或密封性的破坏，则认为它们是相容的。核燃料与包壳之间的相容性是决定核燃料元件寿命和最高工作温度的重要因素。 根据上述要求，对于各种不同的核反应堆类型，各自有其不同的适用材料(见表)。
说明：补充资料仅用于学习参考，请勿用于其它任何用途。
参考词条