1) secondary circuit
二回路
1.
The high control criteria of water vapor quality in secondary circuit of 1000 MW PWR is introduced,and the criteria are compared with those in thermoelectric generating set.
介绍了压水堆核电站1 000 MW机组二回路水汽质量的高控制标准,并与火力发电机组的水汽质量控制标准进行了对比。
2.
In the light of the specific features of the secondary circuit of a PWR (pressurized water reactor) nuclear power plant a conception is proposed of the most simplified thermodynamic system of a PWR secondary circuit.
根据压水堆二回路机组的特点 ,给出了最简化压水堆二回路热力系统的概念 ,并通过待定蒸汽份额 ,编程循环迭代的方法完成了最简化系统的各级抽汽份额计算和正反热平衡计算 ,在此基础上 ,通过对核电系统附加项的详细分析 ,得出了在最简化系统上逐项添加附加项的精确快捷的核电机组原则性热力计算的方
2) the secondary circuit
二回路
1.
According to the characteristics of the secondary circuit of PWR nuclear cogeneration plant, an economy diagnostic mathematical model of the secondary circuit of PWR nuclear cogeneration plant is established by the equivalent enthalpy drop theory and the efficiency of regeneration extract syeam.
针对热电联产压水堆核电机组采用新蒸汽再热和对外供应两种不等价的能量———热能和电能的特点 ,利用二回路热力系统回热加热器抽汽效率和等效热降理论 ,通过理论分析和数学推导 ,建立了热电联产压水堆二回路热力系统局部变化的经济性定量计算数学模型 ,进而研究了各种供热抽汽返回水方式对经济性影响的诊断模型 ,旨在形成一套概念清晰、计算简捷、使用方便的热电联产压水堆核电机组二回路热力系统的经济性定量诊断方法。
2.
According to the characteristics of the secondary circuit of PWR nuclear power plant, the heat to power conversion coefficient of extracted steam and reheat character\|istic coefficient are proposed.
针对压水堆核电机组采用新蒸汽再热的特点 ,经过详细的理论分析和数学推导 ,提出了压水堆二回路加热器抽汽效率和新蒸汽再热特性系数 ,利用其得出了纯热量和带工质热量进出热力系统的定量分析法则 ,建立了压水堆二回路的热力系统经济性定量分析的数学模型 ,从而为优化设计、经济运行及经济性诊断提供了一套概念清晰、计算简捷的压水堆核电机组二回路的经济性定量分析理论。
3.
An economic study is made for the characteristics of the secondary circuit of PWR nuclear power plant.
针对压水堆核电机组采用新蒸汽再热的特点 ,利用压水堆二回路加热器抽汽效率的概念 ,提出了带工质热量进出热力系统的定量分析方法 ,建立了压水堆二回路热力系统的经济性定量分析数学模型 ,得出了一套概念清晰、计算简捷的压水堆核电机组二回路的定量分析方法 ,为优化设计、经济运行、经济性诊断提供了有力的工具 。
3) secondary system
二回路
1.
The water quality control in PWR secondary system has close relationship with the service life of key important components,such as SG.
核电厂二回路系统的水质控制与关键重要设备蒸汽发生器的运行寿命有着密切的关系,秦山核电厂运行16年来,随着秦山核电厂二回路系统水化学管理的不断改进,二回路系统的水质不断改善。
2.
A real time model of simulation of secondary system for PWR nuclear power unit is presented.
介绍了核电机组二回路主蒸汽与给水回热系统实时仿真。
4) secondary loop
二回路
1.
The flow accelerated corrosion(FAC) to equipments by the high flux feed water occurs easily in steam and water systems of secondary loop of PWR .
压水堆核电站(PWR)二回路热力系统中,大流量给水易对设备造成流动加速腐蚀。
5) secondary circuit
二次回路
1.
An accident analysis caused by a secondary circuit connection wrong;
一起二次回路接线错误引发的事故分析
2.
Faults frequently found in secondary circuit of circuit breaker and improvements;
断路器二次回路的几点问题及改进
3.
The methods of looking up the fault of secondary circuit;
查找二次回路故障的方法
6) secondary loop
二次回路
1.
Analysis of voltage transformer secondary loop grounding point;
电压互感器二次回路接地点分析
2.
Secondary loop includes current transformer,voltage transformer,secondary wiring,electronic energy meter and burden monitoring units.
二次回路主要由电流互感器、电压互感器、二次回路、电能表及负荷监控单元组成。
3.
In view of occasional erroneous wiring of current often met with in the power industry, the paper discusses the mutual influence among different parameters of current transformers, as well as the effect of erroneous wiring of transformer terminals on the secondary loop current, on secondary load impedance and an the reliability of protection by relays.
针对电力部门工作中经常出现的电流互感器接线错误及二次阻抗过大的问题 ,探讨了电流互感器参数间的关系以及电流互感器两组极性接反所造成的对二次回路电流、二次负荷阻抗和继电保护可靠性的影响。
补充资料：二回路系统
二回路系统
secondary coolant circuit system
的重要辅助系统之一，除用于起动和停堆时向蒸汽发生器供水外，主要用于失去正常蟹水事故时向蒸汽发生器应急供水，保持二回路系统在反应堆停闭后带出堆芯余热的能力。三里岛核电厂事故后，本系统对减轻事故后果的功能日益被认识和重视，现已改为专设安全设施系统之一，对辅助给水泵的水源和驱动能源的多重性和多样性提出了较高的要求。目前，核电厂一般设置专用的应急水源和应急电源如柴油发电机组，以保证事故后规定时间内有足够和可靠的水源。德国KWU的设计还将辅助给水系统分为起动和停堆给水系统以及事故给水系统两个独立的系统，各有三台辅助给水泵。主蒸汽隔离阀主燕汽系统的重要部件，要求能快速关闭，关闭时间不超过55，以便在发生主蒸汽管道破裂事故时迅速隔离故障部位，防止蒸汽快速排放危及反应堆安全。 燕汽旁路排放系统用于平衡反应堆与汽轮机之间的瞬时功率差。汽轮机甩负荷时，迅速将来自蒸汽发生器的多余燕汽经旁路排放系统减温减压后直接排人凝汽器，使反应堆能按规定的速率减负荷，并避免主燕汽系统安全周动作。在起动和停堆期间亦可用本系统控制反应堆冷却剂平均温度。设计的蒸汽旁路流量随设计的核电厂甩负荷能力而有所不同，通常为40%、7。%和85%额定蒸汽流量。旁路阀快开时间应不超过3:.为通免反应堆在零功率运行时旁路阀误动作开启所造成的反应堆过冷却，应设里多个旁路阀，每个旁路阀的排放t不超过反应堆零功率运行时所允许的最大冷却燕汽流t。大功率汽轮机旁路阀数目可以为8个、10个、1z个或16个.旁路阀排汽口应设里挡板或其他设施，以避免燕汽直接冲击凝汽器传热管。 凝结水净化系统由于蒸汽发生器对水质要求较高，通常有50%或10。%凝结水经本系统进行净化。其方法是使凝结水流经混合床，除去由于凝汽器传热管管板接头的泄漏及系统腐蚀所产生的少量盐类、二氧化硅及钥、铁等。 给水加热器压水堆核电厂最终给水温度通常高于火电厂的给水温度，以增加蒸汽发生器的蒸汽产量，一般为220~230℃。凝结水和给水系统通常设置3~4级低压加热器、一级除氧器、1一3级高压加热器及各自所属的疏水冷却器。 除氧器一般用热力除氧，大多采用高压除氧器，其工作压力通常在0.6MPa左右，常用高压缸排汽加热除氧。汽水分离再热器的疏水和高压加热器的疏水冷却器通常亦排人除氧器，以充分利用疏水的热能。
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