1) MW nuclear heating reactor (NHR 5)
5MW核供热堆(NHR-5)
2) Nuclear heating reactor
核供热堆
1.
Thermal hydraulic performance of seawater desalination system using a nuclear heating reactor;
核供热堆海水淡化系统的热工水力学特性
2.
Study on Software System of PC-Based Simulator(PCNHR)for 200MW Nuclear Heating Reactor;
基于微机的核供热堆模拟器PCNHR1.0的软件系统研究
3.
Dynamic analysis of nonlinear model of 200MW nuclear heating reactor;
200 MW核供热堆非线性模型的动态分析
3) MW nuclear heating reactor
200MW核供热堆
4) nuclear heating reactor Ⅱ
核供热堆Ⅱ
1.
Integrated nuclear heating reactor Ⅱ(NHR/Ⅱ-200) was developed by Institute of Nuclear and New Energy Technology in Tsinghua University based on NHR-200.
在NHR-200的基础上,清华大学核能与新能源技术研究院开发了一体化核供热堆Ⅱ型(NHR/Ⅱ-200)。
5) nuclear heating reactor
低温核供热堆
1.
Based on the principle of hydraulic control rod driving system(HCRDS), the paper gives a new scram method, which makes the inside pressure of step cylinder discharge, to solve the scram problem of HCRDS in control rod hang up accident and inversion conditions, and some experiments were caried out with the 1∶1 experimental loop of the HCRDS for the 200 MW nuclear heating reactor(NHR200).
针对控制棒水力驱动系统在摩擦力卡棒和倒置等极限工况下的停堆问题,根据控制棒水力驱动系统的工作原理,提出了步进缸内腔卸压的解决方法,并在200MW低温核供热堆控制棒水力驱动系统的1∶1实验台架上进行了冷态实验。
6) nuclear heating reactors
核供热反应堆
1.
Journal of Tsinghua University (Science and Technology), 1994, 34(52): 32-38 Investigation on heat-electricity cogeneration with nuclear heating reactors;
核供热反应堆热电联产实验研究
2.
Pressure reducing and loss of water under SBLOCA at upper plenum of nuclear heating reactors;
在５ＭＷ核供热反应堆的模拟实验台架ＨＲＴＬ－５上进行了上空腔破口失水事故实验研究，给出了压力衰减和失水量的实验结果。
补充资料：池式供热反应堆
分子式：
CAS号：
性质：核供热反应堆的一种。具有常压、低温及负反应等特点。池内有大量冷却水，不会发生堆芯融化事故。它采用成熟的动力堆元件，在低参数下运行，有良好的固有安全性。这种堆型结构简单，投资低，能为热网提供90℃左右的热水，适用于中小热网。
CAS号：
性质：核供热反应堆的一种。具有常压、低温及负反应等特点。池内有大量冷却水，不会发生堆芯融化事故。它采用成熟的动力堆元件，在低参数下运行，有良好的固有安全性。这种堆型结构简单，投资低，能为热网提供90℃左右的热水，适用于中小热网。
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