1) Nuclear heating reactor
供热堆
1.
The hydraulic system of control rod drives is one of the key systems in a nuclear heating reactor.
控制棒水力驱动系统是核供热堆的关键系统之一 ,其运行失效将直接导致供热堆的非计划停堆。
2.
The nuclear heating reactor has inherent safety with very simple structures, so it can be used as minitype nuclear powered equipment.
用扩容蒸发器来代替传统的蒸汽发生器 ,不但使供热堆系统得到了极大的简化 ,而且系统的安全性和可靠性也得到了提高 ,比较适合用作舰船上的小型核动力装置。
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) NHR (nuclear heating reactor)
供热实验堆
4) low-temperature heating reactor
低温供热堆
1.
The establishment of the simulation model of the volume compensator is significant for the simulation of operation of 200 MW low-temperature heating reactor.
建立高精度的容积补偿器仿真模型是实现200MW低温供热堆全系统仿真的重要环节。
5) low temperature nuclear heating reactor
低温供热堆
1.
Real Time Simulation Research in 200 MW Low Temperature Nuclear Heating Reactor Core;
200MW低温供热堆堆芯实时仿真研究(英文)
2.
The heat transfer characteristics of the heat exchanger in 200 MW low temperature nuclear heating reactor were analyzed by efficiency-number of transfer units and the mean temperature difference method, respectively.
根据200 MW低温供热堆换热器的非标准结构特点,在流体以三次叉流自然循环方式冲刷一次侧管束的情况下,建立了合理的数学物理模型。
6) nuclear heating reactor
低温供热堆
1.
3 is used to simulate the steadystate and asymmetric transient of 5 MW nuclear heating reactor (NHR5) without coolant containers.
用三维CFD软件PHOENICS 3 3计算了取消挤水器后5MW低温供热堆(NHR 5)的稳态及非对称运行瞬态工况。
2.
PHOENICS 3 2, a three dimension CFD code, is used to simulate the heat transfer and flow in the bypass and the upper plenum of the core of 200 MW nuclear heating reactor (NHR 200).
应用三维CFD软件PHOENICS 3 2 ,计算了 2 0 0MW低温供热堆 (NHR 2 0 0 )堆芯旁通区及上腔室的流场和温场。
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