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1)  reactor coolant (circulating) pump
反应堆冷却剂主(循环)泵
2)  reactor coolant recirculation pump
反应堆冷却剂(再)循环泵
3)  reactor coolant pump
反应堆冷却剂泵,主泵
4)  forced reactor coolant circulation
反应堆冷却剂强制循环
5)  reactor coolant pump
反应堆冷却剂泵
1.
From the economy of reactor coolant pump,based on computational fluid dynamics technology the numerical investigation of internal flow in reactor coolant pump of one 300MWe nuclear power plant in China was made.
从反应堆冷却剂泵的经济性出发,以国内某300MW e级核电站主泵为对象,利用计算流体技术(CFD)对其内部流场进行了数值研究,以效率为中心,重点分析了主泵叶轮段、导叶体段的速度、压力分布。
2.
The theoretical and experimental studies of reactor coolant pump accidents encountered nation-wide and world-wide were described.
介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况,针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究,对试验结果进行了讨论。
6)  reactor with external coolant recirculation
冷却剂堆外再循环反应堆
补充资料:反应堆冷却剂系统承压边界完整性监督


反应堆冷却剂系统承压边界完整性监督
monitoring of integrity of reactor coolant system pressure boundary

  fanylngdul}engqueJ一x一tong ehengyob一onl一e wonzheng-x}ng Ilondu反应堆冷却荆系统承压边界完整性监任(monitoring of integrity of re应ctor eoolantsystem pressure boundary)反应堆冷却剂系统承压边界是三道屏障(燃料包壳、反应堆冷却剂承压边界和安全壳)的第二道屏障,包括落汽发生器一回路侧。其中蒸汽发生器传热管既是第二道屏障又局部地起第三道屏障的作用,因为一旦传热管破损,放封性将随燕汽直接进人安全壳以外的大气。在核电厂运行期间,通过安全壳厂房和相关工艺系统的放射性监测、冷却剂收集容器和琉水系统的过程量测量和报警以及反应堆冷却剂系统泄漏率侧量等手段对反应堆冷却剂系统承压边界的完整性进行有效监督。 反应堆冷却剂系统泄漏率测t分别记录两个时刻(一般取两小时的时间间隔,时间间隔越长,试验结果越精确)德压器的水位、容控箱的水位以及一回路的平均退度,通过总体积平衡法,计算出一回路的总泄漏率,用凡表示。这种试验是每天定期进行的。试验前不要使控制捧处于插人或提升极限位置,以避免试验期间作加翻或稀释的操作。试验前还要使容控箱有足够高的水位,试验期间不需要自动补水.根据每天试验的结果,对一回路的泄翻率进行趋势跟踪。 以大亚清核电厂为例,泄漏率的计算公式为Fp=34.64XN,一N,---几二一十 召吐35.23XN3一N- 山709TI一TZ 山L/h式中N:表示试验初始状态时容控箱的水位,cm;NZ表示试验终止时容控箱的水位,cm;N3表示试验初始状态时称压器的水位,cm .N;表示试验终止时稳压器的水位,。m,T,表示试脸初始状态时一回路的平均温度,C;几表示试验终止时一回路的平均温度,‘C;山-t,一t。,h;其中t。表示试验开始时刻;t、表示试验终止时刻。可识别泄漏和不可识别泄漏的监奋当泄漏通过设计措施收集并引导到已标识的容器(安全壳除外)而且流人该容器的总流量可以侧量,则此泄漏称为可识别泄漏,用凡表示;上述定义未包括的所有情况下的泄漏称为不可识别泄漏,用F、表示。 显然,总泄漏率、可识别泄漏率和不可识别泄漏率之间的关系为 Fp一F,十F, 冷却剂可识别泄漏的监仔手段主要有冷却剂的各种疏水箱和收集容器的液位指示,以及某些管道的沮度探头的报警装里.例如稳压器安全阀的泄翻可通过安全阀上游管线的高温报誉和稳压器卸压箱水位增加来判断,并通过水位的变化计算泄汤量。
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参考词条