1) 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 。
2) 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。
3) 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
5) 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 。
6) part-length rod
短控制棒(压水堆用)
补充资料：压水堆
| 压水堆 pressurized water reactor 使用加压轻水（即普通水）作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为加浓铀。20世纪80年代，被公认为是技术最成熟，运行安全、经济实用的堆型。其装机总容量约占所有核电站各类反应堆总和的60％以上。最早用作核潜艇的军用反应堆。1961年，美国建成世界上第一座商用压水堆核电站。压水堆由压力容器、堆心、堆内构件及控制棒组件等构成。压力容器的寿命期为40年。堆心装核燃料组件。
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参考词条