1) structure of reaction zone
反应区结构
1.
The main works of this paper are about the measurement of the detonation temperature and the internal structure of reaction zone of explosives, which are summarized as follows:1.
本文主要从以下几个方面对高能炸药爆温及反应区结构进行了研究: 1。
2) structural response
结构反应
1.
According to the structural responses of two span cable-stayed bridge with a single tower under live load, a conception of 搕he influence degree of cable load effect?is put forward and used to quantitatively analyze real function of cables of cable-stayed bridge with low towers.
结合一独塔两跨斜拉桥活载作用下的结构反应,引入“斜拉索荷载效应影响度”的概念定量分析了矮塔斜拉桥斜拉索作用的实质,并据此提出能综合反映矮塔斜拉桥结构及受力特征的参数“矮塔斜拉桥特征参数”;用“斜拉索荷载效应影响度”与“矮塔斜拉桥特征参数”的相关性定量描述矮塔斜拉桥的特点,对进一步认识矮塔斜拉桥的结构性能有一定的参考意义。
3) structure response
结构反应
1.
SOLO taxonomy explains students five structure responses to problems with stru.
SOLO分类用结构特征解释学生对问题的五种结构反应,通过学生的反应与教师预设的教学目标的比较,分析影响学生学习效果的因素,为教师改进教学提供依据,帮助不同认知水平的学生在他们自身的基础上提高。
4) reaction texture
反应结构
1.
Primary orthopyroxenes are surrounded by secondary clinopyroxenes and olivines, forming reaction texture or existing as residues in secondary clinopyroxenes.
这些反应结构仅出现在尖晶石的周围。
5) structural response moments
结构反应矩
6) reaction materil structure
反应物结构
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