4) PWR nuclear power station
压水堆核电站
1.
A computer simulation and the statistical analysis of the inspected data on the typical points in the sea area nearby are developed to research the distribution of PWR nuclear power station's liquid ejections around the Daya Bay.
为了研究压水堆核电站液态流出物在大亚湾海域的分布规律,采用计算机模拟和对周围海域中典型点的监测数据引进统计分析,建立了相应的数学模型。
5) PWR
压水堆核电站
1.
STUDY ON CEMENT SOLIDIFICATION OF BORATE ACID LIQUID WASTES AND CONCENTRATES FROM PWR;
压水堆核电站产生的硼酸废液和浓缩废液的水泥固化研究
2.
There exists probability of fuel assembly damage in PWR during refueling period.
在压水堆核电站换料的过程中存在燃料棒破损的可能。
6) 900 MW PWR nuclear power plant
900MW压水堆核电厂
补充资料：压水堆核电厂
压水堆核电厂
pressurized water reactor nuclear power plant
裹2中国压水堆核电厂主要今傲衰┌────────┬────┬───┬─────┬─────┬────┬─────┬──────┐│参数名称 │单位 │秦山 │秦山第二核│大亚清1、 │岭澳1、 │台清马鞍山│田清(连云港)││ │ │机组 │ 电厂机组│2号机组 │2号机组 │1、2号机组│ l、2号机组│├────────┼────┼───┼─────┼─────┼────┼─────┼──────┤│电功率 │MW │3 10 │640 │985 │966 │951 │1000 │├────────┼────┼───┼─────┼─────┼────┼─────┼──────┤│热功率 │MW │1035 │1930 │2895 │2895 │2785 │3000 │├────────┼────┼───┼─────┼─────┼────┼─────┼──────┤│环路数 │ │2 │2 │3 │3 │3 │4 │├────────┼────┼───┼─────┼─────┼────┼─────┼──────┤│每环路冷却剂流t │t/h │12000 │24000 │16754 │1 6754 │16530 │21500 │├────────┼────┼───┼─────┼─────┼────┼─────┼──────┤│反应堆运行压力 │MPa │15。2 │1 5.5 │15.2 │15.2 │15.7 │15.7 │├────────┼────┼───┼─────┼─────┼────┼─────┼──────┤│冷却荆进口温度 │℃ │287.9 │1 93.8 │292.4 │293.4 │291.7 │289.7 │├────────┼────┼───┼─────┼─────┼────┼─────┼──────┤│冷却剂出口温度 │℃ │316.1 │327.2 │3276 │328 │328.7 │321 │├────────┼────┼───┼─────┼─────┼────┼─────┼──────┤│落汽压力 │MPa │5。
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