1) stack structure
电堆结构
2) stack
电堆
1.
Development of kilowatt class PEMFC stack;
千瓦级PEMFC电堆的研制
2.
Based on the energy conversation of proton exchange membrane fuel cell (PEMFC) stack, the nonlinear temperature model of PEMFC stack with the large range of disturbances is developed.
基于质子交换膜燃料电池电堆的能量守恒,建立了在大范围的负载扰动下电池电堆温度的非线性模型。
3.
A heat transport dynamic model of proton exchange membrane fuel cell (PEMFC) stack and the factors affecting stack temperature were considered.
基于能量守恒原理建立了电堆的动态热传输模型,比较全面地考虑了影响电堆热传输的因素。
3) discharge welding
放电堆焊
4) thermopile
热电堆
1.
Design of infrared thermopiles with heat reflective emitter coatings;
覆盖热反射层的红外热电堆改进设计
2.
Self-made Thermopile Heat Flow Meter in Detection of Construction Thermal Performance;
自制热电堆型热流计及其在建筑热工检测中的应用
3.
CMOS Compatible MEMS P/N Polycrystalline Silicon Thermopile IR Detector;
CMOS兼容的微机械P/N多晶硅热电堆红外探测器
5) Electrostacking
电堆积
1.
Non-uniform Field Theory in Electrostacking;
非均匀电场的电堆积理论研究
2.
The improvement of the electroosmotic pump properties and the effects of the bi directional electrostacking system on the pre concentration factor were investigated.
研究了电渗泵性能的改进以及双向电堆积系统各种参数对富集倍数的影响。
3.
Using electrostacking method with simplicity and large enhancement factor, we can separate heterogeneous ions.
电泳的电堆积富集法具有设备简单，富集倍数大和可同时分离异种电荷离子等优点。
6) thermopile
温差电堆
1.
The thermopile used to measure infrared energy from body radiation, a medical noncontact thermometer is developed in this paper.
利用温差电堆测量人体辐射的红外能量,研制医用非接触体温计。
2.
A new design of the thin-film thermopile infrared detector with a construction of two sides and TO-5 detector package is given.
介绍一种新设计的薄膜型温差电堆红外探测器。
参考词条
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。