1) nuclear heating reactors
核供热反应堆
1.
Journal of Tsinghua University (Science and Technology), 1994, 34(52): 32-38 Investigation on heat-electricity cogeneration with nuclear heating reactors;
核供热反应堆热电联产实验研究
2.
Pressure reducing and loss of water under SBLOCA at upper plenum of nuclear heating reactors;
在５ＭＷ核供热反应堆的模拟实验台架ＨＲＴＬ－５上进行了上空腔破口失水事故实验研究，给出了压力衰减和失水量的实验结果。
2) nuclear heating reactor(NHR)
低温核供热反应堆
3) heating reactor
供热反应堆
5) vessel type heating reactor
壳式供热反应堆
6) pool type heating reactor
池式供热反应堆
补充资料：壳式供热反应堆
分子式：
CAS号：
性质：核供热反应堆的一种。以输出显热为主的核能系统，可用于城镇居民供爱，大面积制冷空调，海水淡化和工业供汽等。1989年清华大学核能技术设计研究院建成并运行了世界上第一座SMW壳式一体化自然循环供热堆。它采用一体化布置，主要设备均在压力壳内。全功率自然循环冷却，不需外部动力。所用火力传动控制棒系统先进、安全、经济。该堆具有良好的固有安全性，系统简单，运行可靠。可为热网提供130～150℃的热水，运用于大型热网。
CAS号：
性质：核供热反应堆的一种。以输出显热为主的核能系统，可用于城镇居民供爱，大面积制冷空调，海水淡化和工业供汽等。1989年清华大学核能技术设计研究院建成并运行了世界上第一座SMW壳式一体化自然循环供热堆。它采用一体化布置，主要设备均在压力壳内。全功率自然循环冷却，不需外部动力。所用火力传动控制棒系统先进、安全、经济。该堆具有良好的固有安全性，系统简单，运行可靠。可为热网提供130～150℃的热水，运用于大型热网。
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