1) flood flow discrete model
交换源项
2) homologous double-cross
同源交换
1.
Objective:To construct a homologous double-cross vector for inserting the gene of protective antigen(PA)of Bacillus anthracis in the chromosome of Lactococcus lactis.
目的:为了实现炭疽杆菌保护性抗原(PA)在乳酸乳球菌中的整合性表达,利用组氨酸合成酶基因(HISB)作为同源交换序列构建表达PA的载体。
4) resource exchange
资源交换
1.
When resources are monopolized by individual and there are the actuality and possibility that exchange the re- sources,and there is not any restrict mechanism of resource exchange,the grey consum e is unavoidable.
当资源被个人垄断 ,存在利用资源进行交换的可能性和现实性 ,又没有制约资源交换的机制时 ,灰色消费的出现就不可避免。
2.
Along with the further and deeper study on organization and alteration of employment mentality to put-people-first, organizational dependence, basis of resource exchange, becomes a key point in the sociology study as a good incentive factor for the organization especially the enterprises whose purpose is to get profit.
随着对组织研究的深入和以人为本用人观念的转变，组织依赖因其与组织内部资源交换尤其是经济资源交换成为组织，尤其是以盈利为目的的企业组织，作为一个很好的激励因素而成为社会学研究的重点。
5) energy exchange term
能量交换项
1.
The splitting scheme separating the energy exchange term from other terms is introduced and its influence on temperature is also investigated.
本文提出了解电子，离子，光子三温相脱离的能量方程的两种差分格式，即隐式格式的整体迭代求解和分裂格式解法，文中介绍了能量交换项与其它项分开计算的分步方法，并考察了对温度变化的影响。
6) exchange data item
交换数据项
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。
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