1)heavy water reactor重水堆
1.This paper briefly presents the origin and release of tritium in Heavy Water Reactor(HWR) and the design modification and operating control methods in TQNPP to minimize tritium release.本文简要介绍了重水堆核电站氚的产生和释放,以及秦山三期为降低氚排放所采取的设计改进和运行控制措施。
英文短句/例句
1.Qinshan Phase Ⅲ (CANDU) Nuclear Power Porject Quality Assurance秦山三期(重水堆)核电站工程质量保证
2.A Progress Survey of Qinshan Phase Ⅲ (CANDU) Nuclear Power Plant Project秦山三期(重水堆)核电站工程进展概况
3.Research of the Improvement of Adjuster Control of Heavy Water Reactor Power Plant;重水堆核电站调节棒控制改进的研究
4.Technical improvement in Qinshan Phase Ⅲ nuclear power plant after commercial operation秦山三期(重水堆)核电站的技术改进
5.light water cooled heavy water reactor轻水冷却重水反应堆
6.heavy-water-moderated water-cooled reactor重水慢化水冷反应堆
7.boiling heavy water cooled and moderated reactor沸腾重水冷却慢化堆
8.CANDU (Canadian deuterium uranium)加拿大重水铀反应堆
9.thorium uranium deuterium zero power reactor重水零功率钍 铀反应堆
10.enriched uranium heavy water moderated reactor浓缩铀重水慢化反应堆
11.deuterium moderated pile low energy低功率重水慢化反应堆
12.heavy-water-moderated gas-cooled reactor重水慢化气冷反应堆
13.SCHWR (Steam-Cooled Heavy Water Reactor)蒸汽冷却式重水反应堆
14.Canadian Deuterium-Uranium Reactor加拿大重水铀反应堆(坎杜型反应堆)
15.heavy water moderated pressurized heavy water cooled reactor重水慢化加压重水冷却反应堆
16.candu pressurized heavy water cooled加拿大重水慢化加压重水冷却反应堆
17.External Reactor Vessel Cooling Measure in Severe Accident for Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究
18.heavy water moderated boiling light water cooled reactor重水慢化沸腾轻水冷却反应堆
相关短句/例句
PHWR重水堆
1.Status and Technology of Interim Spent Fuel Dry Storage Facility for PHWR Nuclear Power Plant;重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存现状和技术
2.Establishment of fire protection plan in Qinshan Phase III PHWR Nuclear Power Plant;秦山三期(重水堆)核电站消防行动预案体系的建立
3.Analysis of a small break loss of coolant accident(SB-LOCA) for the latest design of ACR-700 PHWR nuclear power plant(NPP) developed by Atomic Energy of Canada Limited has been per-formed with CATHENA MOD 3.针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3。
3)HWR重水堆
1.Manufacturing process of CANDU-6 fuel Bundle for HWR nuclear power station;重水堆核电站用CANDU-6型燃料棒束的制造工艺
2.Research on using depleted uranium as nuclear fuel for HWR;在重水堆中用贫铀作为核燃料的应用研究
4)heavy water reactor重水反应堆
5)heavy-water-moderated reactor重水慢化堆
6)heavy-water-cooled reactor重水冷却堆
延伸阅读
重水堆 以重水作慢化剂的核反应堆堆型。冷却剂可以是重水、 轻水或二氧化碳。重水是氘氧化合物(D2O)。它是热中子反应堆最理想的慢化剂。由于价格昂贵，重水系统的密闭性要求高。还需对外泄的重水进行回收、提纯，以提高核电站的经济性和安全性。主要堆型是加拿大研制的CANDU型。 CANDU型堆的特点是堆心使用压力管(代替压水堆的压力容器)，用重水作为慢化剂和冷却剂,以天然铀作燃料，采用不停堆更换燃料。在技术经济上可与轻水堆竞争。 反应堆本体 为一水平放置的筒形容器（称排管容器），里面盛低温低压的重水慢化剂。容器内贯穿有许多根水平管道（压力管），其中装有燃料棒束和作为冷却剂的高温、高压重水。由主回路水泵唧送冷却剂，经过燃料管道，把燃料发出的热量带出堆心，然后经过蒸汽发生器，加热二次侧的轻水使其产生蒸汽，以供给汽轮机－发电机组，使热能转换为机械能，机械能转换为电能。排管容器由超低碳不锈钢制造，压力管由锆－铌合金制造。整个排管容器连同其内容物置于带不锈钢衬里的混凝土堆室中。堆室内充以轻水，作冷却和屏蔽用。 冷却剂、慢化剂循环 蒸汽发生器和主回路水泵安装在反应堆的两端，以便使冷却剂自反应堆的一端流入反应堆堆心的一半燃料管道，另一端则以相反的方向流入另一半燃料管道。冷却剂系统设有一个稳压器，以维持主回路的压力，使重水不致沸腾。慢化剂系统的温度较低，它也设有循环泵和热交换器。它把高温燃料管道传给慢化剂的热量及重水与中子和γ射线相互作用产生的热量带出堆心，以提高反应堆的物理性能。 燃料棒 重水堆的燃料是天然的二氧化铀压制、烧结而成的圆柱形心块。若干个心块装入一根锆合金包壳管内，两端密封形成一根燃料元件。再将若干根燃料元件焊到两个端部支撑板上，形成柱形燃料棒束。元件棒间用定位隔块使其隔开。 燃料更换 在反应堆的两端各设一台遥控操作的换料机。当某根压力管内的燃料需要更换时，一台换料机处于装料位置，另一台则处于卸料位置。处于装料位置的换料机内装有新的燃料棒束,由逆冷却剂流向推入,堆内相对应压力管道内的乏燃料棒束即被推入另一端处于卸料位置的换料机内。整个操作由电子计算机来完成。 控制 CANDU型重水堆的反应性控制是由下列装置实现。它们从顶部垂直穿过反应堆容器。①调节棒：由强中子吸收体构成，用于均衡反应堆中心区的功率分布，使反应堆的总功率输出最佳。②增益棒：由高浓铀代替强中子吸收体，用来补偿氙中毒所引起的反应性下降。③区域控制棒：由一些可充轻水的圆柱形隔套组成。④停堆系统：由两组停堆系统组成。一组停堆系统是由能快速插入反应堆堆心的强中子吸收棒组成；另一组停堆系统是将吸收中子的溶液注入慢化剂或注入堆心的一些管中，也可以把慢化剂排空。
