1) pwr
压水型堆
3) PWR(pressurized water reactor)
压水型轻水堆
5) FDR (Fortschrittlicher Druckwasser Reaktor)
改进型压水堆(德国)
6) PWR
压水堆
1.
PWR LOCA Analysis with Condensation Reflux Model;
采用冷凝回流模型的压水堆失水事故分析
2.
Fuzzy Control of Boron Concentration for Load Following on PWR;
用于压水堆负荷跟踪运行的硼浓度模糊控制系统
3.
The development trend of PWR technology;
压水堆技术发展趋势概述
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