1) marine reactor
船用堆
1.
Character and calculation method of nuclear accident source term of marine reactor;
船用堆核事故状态下源项特性及计算方法研究
2) marine nuclear reactor
船用反应堆
1.
Development of core physics analysis code packages for marine nuclear reactor;
船用反应堆堆芯物理计算软件包的研制
2.
According to the characters of marine nuclear power equipment, the steady state analysis code for marine nuclear reactor is developed.
针对船用反应堆的实际特点 ,在充分研究欠热沸腾传热的基础上 ,建立堆芯热工水力模型 ,研制了船用堆芯稳态热工水力分析程序 。
3) Marine pressurized water reactor
船用压水堆
1.
According to the varying law of the marine pressurized water reactor(PWR) critical control rod positions,the solid burnable poison and the physical state of fuel rod with the increase of the burn-up time,the influence of these changes on the reactor temperature coefficient was analyzed.
根据船用压水堆临界棒位、固体可燃毒物以及核燃料物理性能随燃耗的变化规律,分析了这些参数变化对反应堆温度系数的影响,得出船用压水堆温度系数随燃耗的变化规律,即在整个燃耗寿期内,船用压水堆具有负的温度系数,但随燃耗的加深温度系数的绝对值将逐渐减小。
4) marine PWR
船用压水堆
1.
The ideal steady state programming with constant coolant average temperature and fresh steam pressure for marine PWR nuclear power plant is discussed.
讨论了船用压水堆核动力装置的双恒定运行方案以及实现的技术手段 ,并通过反应堆热工安全准则的计算和蒸汽发生器传热实验 ,从稳态运行过程的角度探讨了船用核动力装置实现双恒定运行方案的可行性。
2.
If marine PWR nuclear power plant operates with constant coolant average temperature and fresh steam pressure,the coolant flow of steam generator primary side should be governed according to the determinated principle when the load varies.
船用压水堆核动力装置采用双恒定运行方案 ,蒸汽发生器一次侧冷却剂流量必须随着装置负荷按照一定规律而变化 。
5) Marine nuclear reactor
船用核反应堆
1.
Reliability analysis of residual heat removal system of marine nuclear reactor;
船用核反应堆余热排出系统的可靠性分析
6) Ship reactor
船用核动力堆
补充资料：核反应堆用铝合金
核反应堆用铝合金
aluminium alloy for nuclear reactor
形，因而在水冷核反应堆中得到了广泛的应用。 燃料元件的包壳材料工业纯铝对热中子的吸收截面为0.22 x10一24cm“，仅比被、镁和错的大，比其他金属的小得多;在严格控制核反应堆冷却水中有害离子的情况下，它在120℃以下动水中耐腐蚀性能较好，阳极氧化处理可提高在10。℃动水中的耐腐蚀性能;它有好的塑性，易冲压成形。因此，工业纯铝被用来作120℃以下水冷核反应堆中燃料元件的包壳材料，美国使用1100工业纯铝，中国使用1035(L4)工业纯铝。铝中加入少量铁，可提高它的耐动水腐蚀性能，中国研制了LT26合金，它含(0.08%一0.18%)Fe、(0.04%一0.16%)Si，用作燃料元件的包壳材料。 铝在高于300℃的水中会发生氢气泡腐蚀和浮雕状晶粒晶界腐蚀。向铝中加入少量铁和镍，形成FeNIAI，和NIA13等化合物，能有效地防止发生这两种腐蚀。中国使用305合金，美国使用8001合金(含0.45%一0.70%Fe、0.9%~1.3%Ni)作Z000C水冷核反应堆的燃料元件包壳材料。在270℃水冷核反应堆中可使用含7%Si、0.65%Ni的合金(中国牌号306)。 冷却工艺管铝一镁一硅合金对热中子的吸收截面小，有中等强度，在130℃以下动水中有较好的耐腐蚀性能，在高于使用温度20一30‘C的静水中预处理48一72h，表面生成预生氧化膜，可提高耐动水腐蚀性能。因此，含(0.45%一0.90%)Mg、(0.6%~1.2%)51的铝镁硅合金(中国牌号LT21，前苏联牌号CAB一l)用作130℃以下水冷核反应堆的冷却工艺管。在铝镁硅合金中加入少量铁和镍(中国牌号167)，制成的冷却工艺管可用于185℃的水冷核反应堆。 结构材料淬火、人工时效状态的6A02(L D2)合金，含(0 .45%~0.90%)Mg、(0.5%~一2%)51、(0.2%~0.6%)Cu，适用于作200℃以下水冷核反应堆的结构材料，前苏联相近成分的合金牌号为AB，美国的为6151。 (张君尧)hefanylngdu一yong IUhejln核反应堆用铝合金(aluminium all。y for nu-Clear reaetor)用于低、中温水冷核反应堆的变形铝合金材料，包括燃料元件的包壳材料、冷却工艺管和结构材料。铝及某些铝合金对热中子的吸收截面较小，有较好的耐动水腐蚀性能，塑性高而容易加工成
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参考词条