1) a nuclear power-station
核电站.
2) NI (nuclear island)
核岛，核电站
3) Nuclear power station
核电站
1.
Welding procedure evaluation in nuclear power station construction and quality control of welding examination;
核电站.接工艺评定与焊工考试质量控制
2.
The managing way discussion about the radiation environmental effect of the Canadian nuclear power station;
加拿大核电站.射环境影响管理方法探讨
3.
Performance properly and application of paint for corrosion protection of steel structure in containment of nuclear power station;
核电站.全壳内钢结构——防护涂料的性能与应用
4) Nuclear Power Plant
核电站
1.
Analysis of design improvement on radiation monitoring system A operation condition of nuclear power plant;
从某核电站.行情况分析今后辐射监测系统设计的改进
2.
Control rod drop time analysis for the nuclear power plant under action of strong earthquake;
强地震作用下核电站.制棒下落时间分析
3.
Ventilating measures of the fuel assembly line in nuclear power plants;
核电站.料组件生产线通风措施
5) PWR nuclear power plant
PWR核电站
1.
The paper reports the model of the reactor core of the PWR nuclear power plant and established the suitable core physics mathematics model for microcomputer simulation.
阐述了 PWR核电站.芯的模型化问题 ,提出了适用于微机仿真的核电站.芯的物理数学模型。
2.
The paper researched the model and simulation of PWR nuclear power plant and found the basis for the research and simulation of "ADS".
本文研究了压水堆核电站.统的建模和仿真问题，初步完成了PWR核电站.理运行的PC机教学仿真演示平台系统，同时为“加速器驱动洁净核能系统”(ADS)的基础研究成果演示与仿真奠定基础。
6) nuclear plant
核电站
1.
This paper presents an experimental investigation and analyses to the cause of the air line explosion at a nuclear plant.
介绍了对美国一座核电站.控制系统空气管路爆炸事故的原因分析和实验研究。
2.
Ecological investigations were carried out in the waters around the planning nuclear plant located at Dongping, Yangjiang city, Guangdong province in April and October, 1998.
广东阳江东平核电站.近海区生态调查于1998年4月(春季)和10月(秋季)进行。
补充资料：核电站
| 核电站 nuclear power station 利用核反应堆作为热源产生高温高压蒸汽以驱动汽轮发电机发电的工厂。它的发电方式与火电厂相似，只是所用燃料不同；火电厂用煤、石油、天然气等化石燃料，核电站用核燃料。世界上首座核电站是1954年苏联建造的奥布宁斯克实验电站（5MW）。由于核电技术的发展（核电的发电成本已低于火电），煤、石油等化石燃料又日益短缺，核电站的建造在各国经济发展中所起的作用越来越大。到1991年全世界已有约30个国家和地区建成了423套核电机组，总装机达3.275亿千瓦。
电站组成 主要有核岛、常规岛、配套设施等部分。核岛是电站的核心，它的主要部件核反应堆、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器和主冷却剂4路系统等均置于安全壳内。核电站发电所用高温高压蒸汽即在核岛内产生。常规岛是电站的发电部分，主要有汽轮发电机组和输变电系统，将电站所发电能送至电力系统。核电站的配套设施主要有反应控制系统和紧急停堆系统、堆心应急冷却系统、安全壳喷淋系统、容积控制系统和化学控制系统等，其主要功能是保障核电站及环境的安全。 安全防护 核能具有放射性，因此核电站的安全防护显得格外重要。它主要是将核燃料及产物严密禁锢在3道屏障内。第一层屏障是核燃料元件包壳，由锆合金管或不锈钢制成，核燃料元件（通常是棒状）即被密封于包壳内。第二层屏障是压力壳，壳体为一层厚合金钢板；通常90万千瓦的压水堆，其压力壳壁厚在200毫米以上。压力壳需能承受17.7兆帕的压力和350℃的温度。第三层屏障是安全壳，即反应堆厂房，是一座顶部呈球形的预应力钢筋混凝土建筑物，其壁厚约1米，内衬6～7毫米（mm）钢板。除此之外，核电站在选址方面也有极严格要求，要预防地震、洪水等危害及其他意外事故的影响，还要注意风向，并要有充足的流动水源。由于对核电站运行时产生的强放射性采取了严格、科学的防护措施，因而核电站发展40多年来，除了三英里岛核事故和切尔诺贝利核事故外，其安全运行记录一直很好。三英里岛核事故中受辐照最严重的3名维修工也只受到相当于一次X光透射所受到的剂量。计算表明，每生产100万千瓦电能，平均发生的死亡人数对煤电、油电和核电分别为1.8，0.3和0.25。所以核电是一种安全能源。随着科技进步，核电站安全将会有更可靠的保障。 运行、控制与管理 核电站通常按基荷运行，以保证电站的经济性和运行安全，还可提高设备利用率。核电站反应堆的反应速率通常用控制棒以及反应堆冷却剂中硼酸浓度和氙气的变化来调节。电站从低负荷快速回到满负荷的过程，可根据电网要求，分两阶段进行：即先用控制棒，以每分钟≤5％额定负荷的速率提高到70％额定负荷，再通过调节硼酸浓度和氙气的变化，从70％逐渐回升到100％额定负荷。返回速率为每分钟0.2％～2％。核电站的维修以预防为主，一般情况下，按核电站40年设计寿命，规定在役检查的项目、方法和进度。 |
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参考词条