图书简介
品牌：原子能出版社详情基本信息
书名:核电英语365句
原价：60.00元
售价：51.0元,便宜9.0元,折扣85
作者:浦胜娣
出版社：原子能出版社
出版日期：2010-12-01
ISBN：9787502250614
字数：
页码：181
版次：1
装帧：平装
开本：16
商品重量：0.440kg
编辑推荐
《核电英语365句》由浦胜娣主编，是根据核电厂新员工(非操纵人员)基础理论培训的基本要求，在编写大纲、广泛听取核电厂意见的基础上编写而成的，是中国核工业集团公司核电培训教材编制规划中《核电厂新员工入厂培训系列教材》之一。
本书用英汉双语概括介绍了核电基本概念，目的是提高核电厂新员工的核电专业英语阅读能力，同时对核电厂的概貌及相关知识有一个初步了解。
内容提要
《核电厂新员工入厂培训系列教材:核电英语365句》共设365句，用英汉双语概括介绍了核电基本概念。第1课到第8课涉及反应堆物理、热工、材料、控制和仪表、辐射防护、安全、质量保证等核电基础知识，第9课到第15课介绍压水堆核电厂主要系统和设备的组成及功能。《核电厂新员工入厂培训系列教材:核电英语365句》用英汉双语概括介绍了核电基本概念，目的是提高核电厂新员工的核电专业英语阅读能力，同时对核电厂的概貌及相关知识有一个初步了解。
目录
第1课 NUCLEAR POWER DEVELOPMENT核电发展
A.In the World世界
B.In China中国
阅读材料：Demand for Nuclear Power核电需求
第2课 NUCLEAR FISSION核裂变
A.Radioactivity放射性
B.Nuclear Fission核裂变
阅读材料：Fission Energy裂变能
第3课 GENERAL FEATURES OF NUCLEAR REACTOR核反应堆的一般特征
A.Composition of Nuclear Reactor核反应堆组成
B.Criticality and Reactivity临界和反应性
C.Heat Removal热量导出
阅读材料：Reactor Type反应堆类型
第4课 REACTOR CONTROL反应堆控制
A.Reactor Control反应堆控制
B.Instrumentation仪表
阅读材料：Reactor Protection System反应堆保护系统
第5课 REACTOR MATERIALS反应堆材料
A.Nuclear Fuel核燃料
B.Structural and Cladding Materials结构材料和包壳材料
阅读材料：Nuclear Fuel Cycle核燃料循环
第6课 RADIATION PROTECTION辐射防护
A.Radiation Exposure辐射照射
B.Radiation Protection辐射防护
阅读材料：Radiation Monitoring辐照监测
第7课 NUCLEAR SAFETY核安全
A.Safety Objective安全目标
B.Defence in Depth纵深防御
C.Safety Analysis安全分析
D.Safety Culture安全文化
阅读材料：Human factors人因
第8课 QUALITY ASSURANCE质量保证
A.Quality Assurance Program质量保证大纲
B.Quality Control质量控制
阅读材料：Inspection and Test Control检查和试验控制
第9课 INTRODUCTION TO PWR NPP压水堆核电厂概述
A.Primary System and Auxiliary Systems一回路和主要辅助系统
B.Secondary System二回路系统
阅读材料：Plant Layout and Design Data电厂布置和设计数据
第10课 REACTOR PRESSURE VESSEL AND CORE反应堆压力容器和堆芯
A.Reactor Pressure Vessel and Internals反应堆压力容器和内部构件
B.Reactor Core反应堆堆芯
阅读材料：Fuel Assemblies燃料组件
第11课 REACTOR COOLANT SYSTEM反应堆冷却剂系统
A.Steam Generator蒸汽发生器
B.Pressurizer稳压器
阅读材料：Reactor Coolant Pump反应堆冷却剂泵
第12课 CHEMICAL AND VOLUME CONTROL SYSTEM化学和容积控制系统
A.Charging and Letdown上充和下泄
B.Make—up and Chemical Addition补给和化学添加
阅读材料：Residual Heat Removal System余热排出系统
第13课 ENGINEERED SAFETY FEATURES专设安全设施
A.Emergency Core Cooling System应急堆芯冷却系统
B.Containment安全壳
阅读材料：Component Cooling System设备冷却水系统
第14课 POWER CONVERSION SYSTEM AND PONENTS动力转换系统和设备
A.Power Conversion System动力转换系统
B.Electrical Distribution System配电系统
阅读材料：Auxiliary Feedwater System辅助给水系统
……
第15课 INTRODUCTION TO AP1000 AP1000介绍
附录1 The International System of Units（SI）国际单位制
附录2 The Table of Elements元素表
参考文献
索引1 English—Chinese Index英汉对照专业词汇索引
索引2 Chinese—English Index汉英对照专业词汇索引
作者介绍
暂时没有内容
文摘
版权页：
插图：
199.运行时，主泵唧送反应堆冷却剂通过反应堆堆芯，带出核裂变产生的热。
200.被堆芯加热的冷却剂从反应堆压力容器流出，通过冷却剂环路管道，进入蒸汽发生器；在蒸汽发生器内，热的反应堆冷却剂在传热管内流动，将热量传递给二回路的给水，产生蒸汽。
201.反应堆冷却剂然后通到主泵入口，被主泵唧送回压力容器，完成一回路循环。
202.正常运行时，化学和容积控制系统从反应堆冷却剂系统取出一小部分水，通过下泄管线，经过热交换器的冷却和除盐器（离子交换器）的净化。净化水被收集在容积控制箱，再由上充泵通过上充管线打回反应堆冷却剂系统。
203.事故工况下，上充泵将从换料水箱取水，经过硼注箱，注入反应堆冷却剂环路冷段（高压安注）。
204.余热排出系统有两个功能：（1）正常功能是排出衰变热，用泵从热管段将热的反应堆冷却剂唧送到热交换器排出热量，再回到反应堆冷却剂环路冷段。（2）事故时从换料水箱取水，注入反应堆冷却剂，它是一个低压大容量系统（有的核电厂余热排出系统和低压安注系统分别设备）。
205.安全注入系统（中压）是用来在失水事故时将换料水箱的硼水注入反应堆冷却剂系统。它和余热排出系统相比，容量较小而排放压力较高。
206.与反应堆冷却剂环路的冷管段相连接的还有用氮气加压的安注箱。如果反应堆冷却剂压力边界破损（失水事故），将靠氮气的压力将硼水注入反应堆冷却剂系统。
207.设备冷却水系统为余热热交换器、泵和风机等各种可能含有放射性的设备提供冷却介质。它是一个闭环系统，被厂用水系统冷却，厂用水系统的水来自河流、湖泊或海洋。
B.二回路系统
208.二回路系统从蒸汽发生器的二次侧开始，进来的给水吸收了反应堆冷却剂传来的热量而沸腾。
209.在蒸汽发生器壳侧产生的饱和蒸汽经过蒸汽管道、动力操作释放阀（大气释放阀）／安全阀、主蒸汽隔离阀，通向主汽轮机的高压缸。
210.在通过主汽轮机的高压缸后，能量低的湿蒸汽通向汽水分离器／再热器，除去过量的水分，并把蒸汽加热到新的内能水平。
211.再热后的干蒸汽进入汽轮机低压缸，在那里放出能量，然后进入主凝汽器。
212.汽轮机高压缸和汽轮机低压缸装在同一轴上，驱动主发电机。发电机产生电力，供给电力公司的配电网或高压输电网。
213.在凝汽器中，乏汽被管内电厂循环水冷却，被冷凝的蒸汽（凝结水）收集于凝汽器的热阱中。序言
暂时没有内容
目录
基本信息
书名:核电英语365句
原价：60.00元
售价：51.0元,便宜9.0元,折扣85
作者:浦胜娣
出版社：原子能出版社
出版日期：2010-12-01
ISBN：9787502250614
字数：
页码：181
版次：1
装帧：平装
开本：16
商品重量：0.440kg
编辑推荐
《核电英语365句》由浦胜娣主编，是根据核电厂新员工(非操纵人员)基础理论培训的基本要求，在编写大纲、广泛听取核电厂意见的基础上编写而成的，是中国核工业集团公司核电培训教材编制规划中《核电厂新员工入厂培训系列教材》之一。
本书用英汉双语概括介绍了核电基本概念，目的是提高核电厂新员工的核电专业英语阅读能力，同时对核电厂的概貌及相关知识有一个初步了解。
内容提要
《核电厂新员工入厂培训系列教材:核电英语365句》共设365句，用英汉双语概括介绍了核电基本概念。第1课到第8课涉及反应堆物理、热工、材料、控制和仪表、辐射防护、安全、质量保证等核电基础知识，第9课到第15课介绍压水堆核电厂主要系统和设备的组成及功能。《核电厂新员工入厂培训系列教材:核电英语365句》用英汉双语概括介绍了核电基本概念，目的是提高核电厂新员工的核电专业英语阅读能力，同时对核电厂的概貌及相关知识有一个初步了解。
目录
第1课 NUCLEAR POWER DEVELOPMENT核电发展
A.In the World世界
B.In China中国
阅读材料：Demand for Nuclear Power核电需求
第2课 NUCLEAR FISSION核裂变
A.Radioactivity放射性
B.Nuclear Fission核裂变
阅读材料：Fission Energy裂变能
第3课 GENERAL FEATURES OF NUCLEAR REACTOR核反应堆的一般特征
A.Composition of Nuclear Reactor核反应堆组成
B.Criticality and Reactivity临界和反应性
C.Heat Removal热量导出
阅读材料：Reactor Type反应堆类型
第4课 REACTOR CONTROL反应堆控制
A.Reactor Control反应堆控制
B.Instrumentation仪表
阅读材料：Reactor Protection System反应堆保护系统
第5课 REACTOR MATERIALS反应堆材料
A.Nuclear Fuel核燃料
B.Structural and Cladding Materials结构材料和包壳材料
阅读材料：Nuclear Fuel Cycle核燃料循环
第6课 RADIATION PROTECTION辐射防护
A.Radiation Exposure辐射照射
B.Radiation Protection辐射防护
阅读材料：Radiation Monitoring辐照监测
第7课 NUCLEAR SAFETY核安全
A.Safety Objective安全目标
B.Defence in Depth纵深防御
C.Safety Analysis安全分析
D.Safety Culture安全文化
阅读材料：Human factors人因
第8课 QUALITY ASSURANCE质量保证
A.Quality Assurance Program质量保证大纲
B.Quality Control质量控制
阅读材料：Inspection and Test Control检查和试验控制
第9课 INTRODUCTION TO PWR NPP压水堆核电厂概述
A.Primary System and Auxiliary Systems一回路和主要辅助系统
B.Secondary System二回路系统
阅读材料：Plant Layout and Design Data电厂布置和设计数据
第10课 REACTOR PRESSURE VESSEL AND CORE反应堆压力容器和堆芯
A.Reactor Pressure Vessel and Internals反应堆压力容器和内部构件
B.Reactor Core反应堆堆芯
阅读材料：Fuel Assemblies燃料组件
第11课 REACTOR COOLANT SYSTEM反应堆冷却剂系统
A.Steam Generator蒸汽发生器
B.Pressurizer稳压器
阅读材料：Reactor Coolant Pump反应堆冷却剂泵
第12课 CHEMICAL AND VOLUME CONTROL SYSTEM化学和容积控制系统
A.Charging and Letdown上充和下泄
B.Make—up and Chemical Addition补给和化学添加
阅读材料：Residual Heat Removal System余热排出系统
第13课 ENGINEERED SAFETY FEATURES专设安全设施
A.Emergency Core Cooling System应急堆芯冷却系统
B.Containment安全壳
阅读材料：Component Cooling System设备冷却水系统
第14课 POWER CONVERSION SYSTEM AND PONENTS动力转换系统和设备
A.Power Conversion System动力转换系统
B.Electrical Distribution System配电系统
阅读材料：Auxiliary Feedwater System辅助给水系统
……
第15课 INTRODUCTION TO AP1000 AP1000介绍
附录1 The International System of Units（SI）国际单位制
附录2 The Table of Elements元素表
参考文献
索引1 English—Chinese Index英汉对照专业词汇索引
索引2 Chinese—English Index汉英对照专业词汇索引
作者介绍
暂时没有内容
文摘
插图：
199.运行时，主泵唧送反应堆冷却剂通过反应堆堆芯，带出核裂变产生的热。
200.被堆芯加热的冷却剂从反应堆压力容器流出，通过冷却剂环路管道，进入蒸汽发生器；在蒸汽发生器内，热的反应堆冷却剂在传热管内流动，将热量传递给二回路的给水，产生蒸汽。
201.反应堆冷却剂然后通到主泵入口，被主泵唧送回压力容器，完成一回路循环。
202.正常运行时，化学和容积控制系统从反应堆冷却剂系统取出一小部分水，通过下泄管线，经过热交换器的冷却和除盐器（离子交换器）的净化。净化水被收集在容积控制箱，再由上充泵通过上充管线打回反应堆冷却剂系统。
203.事故工况下，上充泵将从换料水箱取水，经过硼注箱，注入反应堆冷却剂环路冷段（高压安注）。
204.余热排出系统有两个功能：（1）正常功能是排出衰变热，用泵从热管段将热的反应堆冷却剂唧送到热交换器排出热量，再回到反应堆冷却剂环路冷段。（2）事故时从换料水箱取水，注入反应堆冷却剂，它是一个低压大容量系统（有的核电厂余热排出系统和低压安注系统分别设备）。
205.安全注入系统（中压）是用来在失水事故时将换料水箱的硼水注入反应堆冷却剂系统。它和余热排出系统相比，容量较小而排放压力较高。
206.与反应堆冷却剂环路的冷管段相连接的还有用氮气加压的安注箱。如果反应堆冷却剂压力边界破损（失水事故），将靠氮气的压力将硼水注入反应堆冷却剂系统。
207.设备冷却水系统为余热热交换器、泵和风机等各种可能含有放射性的设备提供冷却介质。它是一个闭环系统，被厂用水系统冷却，厂用水系统的水来自河流、湖泊或海洋。
B.二回路系统
208.二回路系统从蒸汽发生器的二次侧开始，进来的给水吸收了反应堆冷却剂传来的热量而沸腾。
209.在蒸汽发生器壳侧产生的饱和蒸汽经过蒸汽管道、动力操作释放阀（大气释放阀）／安全阀、主蒸汽隔离阀，通向主汽轮机的高压缸。
210.在通过主汽轮机的高压缸后，能量低的湿蒸汽通向汽水分离器／再热器，除去过量的水分，并把蒸汽加热到新的内能水平。
211.再热后的干蒸汽进入汽轮机低压缸，在那里放出能量，然后进入主凝汽器。
212.汽轮机高压缸和汽轮机低压缸装在同一轴上，驱动主发电机。发电机产生电力，供给电力公司的配电网或高压输电网。
213.在凝汽器中，乏汽被管内电厂循环水冷却，被冷凝的蒸汽（凝结水）收集于凝汽器的热阱中。
序言
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