虎牌小狮子保温杯上为啥没有虎牌标识？

兆瓦，MW表示兆瓦;兆瓦后面的e ,表示电功率,以示与热功率区别。

楼主，是想问MW和MWe的区别吧。MW:电功率的单位MWe:也是核电，电功率单位注，核电用MW是热功率的单位，因此电功率用MWe用来区分。其他发电形式都用MW来标注电功率。

kW和MW都是功率单位，分别是1000W和1000000W的意思，e是一个角标，应该是electric的首字母，指以计量电，还有其他的类似的单位，如kWt，角标t就是指计量热

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1、小型核动力堆指小型且简单的核能发电和产热机组。随着上个世纪50年代有核电生产以来，反应堆的规模已经从60MWe增加至1300MWe以上。国际原子能机构（IAEA）将小型定义为300MWe以下。 2、美国国会现在正在向小型模块式核电站（工厂制造的模块在现场进行安装）和先进气冷设计（多达10个以上连续建造以形成大型电站的模块设计）的研究提供资金支持。美国能源部2001年的报告对2010年可能部署的9种设计进行了审查。 3、有些堆设计用于远离输电网且负荷小的地区，还有些堆设计群堆运行以与大型机组竞争。美国能源部估算的50MWe机组的发电成本为5.4～10.7美分/千瓦时（阿拉斯加和夏威夷的电价为5.9～36美分/千瓦时）。 4、在俄罗斯西伯利亚的偏远地区的比利比诺联合发电站有4座小型核电机组正在运行。这4台热功率为62MWt的机组是特殊的石墨慢化沸水设计，水/蒸汽管道穿过慢化剂。这些机组为当地供暖，并且每台机组生产11MWe(净)电力。自1976年以来，它们运行良好，成本远低于北极地区的化石燃料方案。

we是功率的单位 mwe =megawatts of electricity ["megu0259wots u0259v .ilek"trisiti] 兆瓦电力 kwe =kilowatts of electricity ["kilu0259wots u0259v .ilek"trisiti] 千瓦电力

很好。1、mwemk5060美威功放自带多种音效，不需要其他音效卡进行帮助，气氛氛围非常好。2、音质具有3D环绕的感觉，给人一种演唱现场的感觉。

mwne2ch/a是苹果11里面的一款。它指的国行版本中128G，以为它的尾字母是ch/a，这是国行的代表符号。苹果手机的型号可以从型号最后三位字母来分辨，如果是ch/a就是国行、j/a是日版、ll/a是美版。1，mwne2ch/a是不是国行从型号上看mwne2ch/a属于国行，因为ch/a是苹果手机国行版的一种标志，它指的是中国内地出售的苹果手机。但型号只能看出手机的大致版本，它的内部如果被更换过其他的零部件，就可能存在假冒的风险，需要具体判断。2，mwne2ch/a是什么型号mwne2ch/a是苹果11中128G的型号，其中mwne2出现在苹果11中，而ch/a则是指的国行版本。苹果会在发布的手机中对每一款版本使用不同的型号，它们的主要差别在于网络制式不一样，比如美版和国行的使用的网络会不同，如果购买美版苹果手机在国内使用，需要选择无锁版，最好是在当地购买对应的版本会更方便。

利比诺核电站(俄语:БилибинскаяАЭС)是俄罗斯联邦楚科奇自治区比利比诺的一座核电站，安装四台EGP-6型核反应堆，装机容量48MWe，是世界上最小的核电站，也是北半球纬度最高的核电站。 　　 世界最小核电站-------------利比诺核电站 　　比利比诺核电站(俄语:БилибинскаяАЭС)是俄罗斯联邦楚科奇自治区比利比诺的一座核电站，安装四台EGP-6型核反应堆，装机容量48MWe，是世界上最小的核电站，也是北半球纬度最高的核电站。不过48MWe也不容小觑，它1小时发的电可以够一个普通家庭(平均每月使用110度电)使用超过36年。 　　 核电站的知识扩展： 　　核电站(nuclear power plant)是利用核裂变(Nuclear Fission)或核聚变(Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能的发电厂。[1]目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛(包括反应堆装置和一回路系统)和利用蒸汽发电的常规岛(包括汽轮发电机系统)，使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。核电站可以分为以压水堆为热源的核电站、以沸水堆为热源的核电站、以重水堆为热源的核电站、由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。

就是电功率的意思啦``

您好！我有一台美威5050攻放，操作面板全是英文，不知怎么操作，请问您能发一个中文说明给我吗？谢谢！

这个表示的是WiFi版iPad Air 2 16G(MGLW2CH/A 16G银色)mglw2ch/a代表ipad air的设备型号，后面的CH表示是国行。苹果11美版和国行区别如下：1、价格不同。美版的苹果11是在美国使用的，没有交税，价格会便宜；国行版本的苹果11交了税，价格会更贵。2、发布时间不同。美版的苹果11发布时间更早，国行版本的苹果11发布时间比美版要晚一些。3、售后服务不同。美版的苹果11在国内是不知此售后的，国行版本的苹果11在全国服务内，都是有售后保障的。

无解！ 换电源。 电源里面有问题，当你断电后，电容自动放电，电源系统自动归零，因此你还能开机。

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核电站中的水堆单机容量**/MWE容量的意思

v系列是模组的，单元出来的线可以拔插，用几条插几条MWE系列是普通铜牌单元，中高级别的预算定好普通用价格便宜就好

轻水堆:美国的实践是非常小型的军用电站，如1962～1972年间在南极洲麦克默多站运行的11MWt、5 MWe(净)的PM-3A反应堆，总计发电7800万千瓦时。此外还有一项小型反应堆开发军用计划，上世纪50年代有一些小型反应堆投入使用。最大的1座是67MWe的大石角沸水堆，运行了35年，1997年关闭。俄罗斯的KLT-40是一种经过充分验证用于破冰船的反应堆，现在被建议用于除盐、驳船以及为偏远地区提供35MWe（净）电力和热能等更广泛的用途。虽然这种堆设计换料周期为3年，但是我们需要正视的是它们可以成对运行以应付停堆期，也许还可以具备船上换料和乏燃料贮存能力。尽管这种反应堆堆芯通常采用强制循环冷却，但是其设计是依靠对流电流进行应急冷却。燃料为含有可燃毒物的U-Al合金，锆合金包壳，并且可以被高度浓缩。除发电外，还可以产出35MWt的热能用于海水淡化。阿根廷CNEA和INVAP正在开发的CAREM（先进型小型核电站）是一种内有蒸汽发生器的100MWt/25MWe的压水堆模块，用于发电（25MWe），或作为研究堆，也可以用于海水淡化。CAREM在其反应堆压力容器内具有完整的一级冷却剂系统（因此称为一体压水堆），自加压并完全依靠电流对流。燃料是标准的3.4%浓度的压水堆燃料，含有可燃毒物，每年换料。这是一种可以在10年内部署的成熟设计。更大规模的反应堆还有韩国的SMART（系统集成模块先进堆），这是一种330MWt的压水堆，集成蒸汽发生器和改进的安全特性。它是设计用于发电（高达100MWe）和/或诸如海水淡化等的热能应用。其设计寿期为60年，换料循环周期为3年。目前正在按其1/5规模（65MWt）建造1座电站，2007年投入运行。日本原子能研究所（JAERI）正在开发MRX，一种小型（50～300MWt）一体化压水堆，用于舰船推进或本地能源供应（30MWe）。整座设施都在工厂制造。设计采用传统的4.3%浓度的压水堆铀氧化物燃料，换料周期为3.5年，安全壳内注满水以增强安全性。这种堆可以在10年内部署。西屋公司正在开发第4代反应堆--国际创新与保障堆（IRIS）。IRIS-50是50MWe的模块加压水堆，集成一回路冷却剂系统，通过对流循环。燃料与目前的轻水堆燃料近似，浓度为5%，含有可燃毒物，换料周期为5年（浓度更高，周期更长）。2010年以前可以部署。美国通用电气公司（GE）和普度大学以GE的简化沸水堆（SBWR）为基础，正在合作开发200MWe和50MWe两种规模的模块式简化沸水堆（MSBWR）。该设计利用冷却剂中的对流，5%浓度的压水堆燃料，10年换料周期。2010年以前可以部署。TRIGA动力系统是一种基于通用原子能公司（GA）经过验证的研究堆设计的压水堆概念。其设计是在相对低温下运行的64MWt、16.4MWe的池式系统。二回路冷却剂为有机的全氟化碳。燃料为20%浓度的铀锆氢化物，含有少量可燃毒物，换料周期为18个月。乏燃料贮存在反应堆压力容器内。

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中国核电站有几个分别在哪叫什么名字葛洲坝核电站常山核电站

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首先，电视的视频接口有av，hdmi，vga三种，可通过vga和hdmi接口作为电脑显示器使用，av接口为有线电视专用接口，就是白色的圆的同轴线。电脑显示器的视频接口有dvi，vga，hdmi三种，还有一种接口，最新的，高端显卡用的。没有av接口，也就是说有线电视专用的同轴线是没办法插到显示器上使用的。但是可以通过电视机顶盒的hdmi输出口进行输出，将显示器作为电视使用。但是还有一个问题，显示器需要带有外放或音频输出功能，要不然光有画面没有声音也是一个问题。

名到保温杯型号区别象印的型号一般为SM-XX00-XX，其中SM好像都是一样的，中间部分是前两个字母，后两个数字，字母不同杯子的外形和主打功能不同。JA、JB、JC、JD跟人感觉外观一样...

Gen-IV国际论坛的成员国一致同意，在Gen-IV的研发中将遵循两个原则：创新性原则：国际上关于第四代核能系统的讨论中已经达成这样的共识，即第四代核能系统必须采取创新性的技术解决方案，否则无法有效解决核能目前面对的挑战。开放性原则：在目前的早期基础研究阶段，不要排除任何可能的解决方案，应向所有的技术开放。例如：铀循环或钍循环、热中子堆或快中子堆、各种燃料循环方式等。因此，需要对已有的各种反应堆概念，包括各种先进轻水堆、重水堆、压力管式轻水堆、各种模块化高温气冷堆、先进的气冷堆、超临界轻水快堆、气冷快堆、钠冷快堆、铅冷或铅/铋冷快堆、熔盐堆、有机冷却剂堆和等离子直接发电堆等进行评估，以确认研发的前景。2000年5月，Gen-IV国际论坛的成员国在巴黎的会议上根据Gen-IV的目标，选择了6种最有希望的Gen-IV概念作进一步研发（见表1）。成员国相信这些研发工作将使核能成为全球一种基本的能源，30年后Gen-IV将在任何能源市场中与最廉价的其它能源技术竞争。但是，就其中任一种系统而言，其研发工作可能会有现在还无法预见的挑战，也不能断言一定能取得成功。表1 6种第四代核能系统缩写 能谱 燃料循环钠冷快堆系统 SFR 快 闭式铅合金冷却堆系统 LFR 快 闭式气冷快堆系统 GFR 快 闭式超常高温堆系统 VHTR 热 一次超临界水冷堆系统 SCWR 热和快 一次/闭式熔盐堆系统 MSR 热 闭式表中，SCWR和VHTR采用一次通过或MOX（混合氧化陶瓷）燃料循环方式；SFR、LFR、GFR和MSR采用完全锕系元素再循环方式。 VHTR是高温气冷堆的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过循环方式。其燃料温度达1800℃，冷却剂出口温度可达1500℃。VHTR具有良好的非能动安全特性，热效率超过50%，易于模块化，经济上竞争力强。VHTR以1000℃的堆芯出口温度供热，这种热能用于如制氢或为石化和其它工业提供工艺热。参考堆的热功率为600 MW，堆芯通过与其相连的一个中间热交换器释放工艺热。反应堆芯可以是像正在日本运行的HTTR那样的棱柱形块堆芯，或者是像正在我国运行的HTR-10那样的球床堆芯。VHTR制氢能有效地向碘－硫热化学工艺供热。VHTR保持了高温气冷堆具有的良好安全特性，同时又是一个高效系统。它可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供广谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。该系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性，产生的核废料极少。表2 VHTR参考堆主要参数参考值热功率，MWt 600堆芯入口/出口压力，MPa 根据工艺冷却剂入口/出口温度，℃ 640/1000净效率，% >50平均功率密度，MWt/m3 6~10燃料成份 在块状燃料、粒状燃料或球状燃料中的碳化锆包覆颗粒氦气质量流量，kg/s 320技术上有待解决的问题：·在这种超常高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料设计，以满足下述条件：堆芯出口温度可达1000℃以上，事故时燃料温度最高可达1800℃，最大燃耗可达150~200 GWD/MTHM，高温合金和包覆质量，使用碘－硫工艺过程制氢，能避免堆芯中的功率峰和温度梯度，以及冷却气体中的热冲击；·安全系统是能动的，而不是非能动的，因而降低了其安全裕量；·开发高性能的氦气气轮机及其相关部件；·商业用反应堆的模块化；·石墨在高温下的稳定性和寿命。 SCWR是运行在水的临界点（374℃、22.1 MPa）以上的高温、高压水冷堆。SCWR使用超临界水作冷却剂。这种水既具有液体性质又具有气体性质，热传导效率远远优于普通的轻水。用超临界水作冷却剂可使反应堆的热效率比目前的轻水堆热效率提高约1/3，还可以简化BOP。因为反应堆中的冷却剂不发生相变，而且直接与能量转换设备连接，因而可以大大简化BOP。SCWR的参考堆热功率1700 MWt，运行压力25 MPa，堆芯出口温度510℃（可以达到550℃）。使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR既适用于热中子谱，也适用于快中子谱。SCWR结合了两种成熟技术：轻水反应堆技术和超临界燃煤电厂技术。由于系统简化和热效率高（净效率达44%），在输出功率相同的条件下，超临界水冷堆只有一般反应堆的一半大小，预计建造成本仅$900/kW。发电费用可望降低30%，仅为$0.029/kWh。因此，SCWR在经济上有极大的竞争力。SCWR主要是设计用于发电的，也可用于锕系元素管理。其堆芯设计有两种：热谱或快谱。后者采用快堆的闭式燃料循环。表3 SCWR参考堆主要参数参考值电功率，MWe 1700冷却剂压力，MPa 25冷却剂入口/出口温度，℃ 280/510净效率，% 44平均功率密度，MWt/m3 100参考燃料成份 用奥氏体或铁盐酸不锈钢，或镍合金做包壳的UO2燃耗，GWD/MTHM 45技术上有待解决的问题：·SCWR的材料和结构要能耐极高的温度、压力，以及堆芯内的辐照。这就带来了很多相关的问题，包括：腐蚀问题和应力腐蚀断裂问题，辐解作用和水化学作用，强度、脆变和蠕变强度，燃料结构材料和包壳结构材料所需的先进高强度金属合金；·SCWR的安全性：非能动安全系统的设计，怎样克服堆芯再淹没时出现的正反应性；·运行稳定性和控制：理论上有可能出现密度波以及中子动力学、热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性；功率、温度和压力的控制，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机节流压力控制等；电站的启动：定参数启动，还是滑参数启动？·SCWR核电站的设计。 由于熔融盐氟化物在喷气发动机温度下具有很低的蒸汽压力，传热性能好，无辐射，与空气、水都不发生剧烈反应，上世纪50年代人们就开始将熔融盐技术用于商用发电堆。MSR在超热谱反应堆中产生裂变能，采用熔盐燃料混合循环和完全的锕系再循环燃料。在MSR系统中，燃料是钠、锆和铀氟化物的循环液体混合物。熔盐燃料在石墨堆芯通道中流过，产生超热谱。在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂，再通过第三热交换器传给能量转换系统。参考电站的电功率为百万千瓦级。堆芯出口温度700℃，也可达800℃，以提高热效率。MSR采用的闭式燃料循环能够获得钚的高燃耗和最少的锕系元素。MSR的液态燃料允许像添加钚一样添加锕系元素，这样就用不着燃料的制造和加工。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中形成氟化物。熔融氟化盐具有良好的传热特征和很低的蒸汽压力，这样就降低了对容器和管道的应力。表4 MSR参考电站主要参数参考值电功率，MWe 1000燃料盐入口/出口温度，℃ 565/700氢温，℃ 850热效率，% 44~50蒸汽压力 < 0.1 psi慢化剂 石墨功率密度，MWt /m3 22功率循环 多次再热的回复式氦气布雷顿循环技术上有待解决的问题：·锕系元素和镧系元素的溶解性；·材料的兼容性；·金属的聚类；·盐的处理、分离和再处理工艺；·燃料的开发；·腐蚀和脆化研究；·氚控制技术的研发；·熔盐的化学控制；·石墨密封工艺和石墨稳定性改进和试验；·详细的概念设计研究和设计规范。 在Gen-IV 6种最有希望的概念中，快中子堆有3种。我国核电发展的战略路线也是近期发展热中子反应堆核电站，中期发展快中子反应堆核电站。热中子反应堆不能利用占天然铀99%以上的U-238，而快中子增殖反应堆利用中子实现核裂变及增殖，可使天然铀的利用率从1%提高到60%~70%。根据赵仁恺院士计算，裂变热堆如果采用核燃料一次通过的技术路线，则全世界铀资源仅供人类数十年所需；如果采用铀钚循环的技术路线，发展快中子增殖堆，则全世界铀资源将可供人类千年以上所需。在快中子反应堆研究方面，通过一些试验堆已经解决了一些复杂的工程问题，包括燃料元件、冷却剂、堆控制和堆安全问题。GFR是快中子能谱反应堆，采用氦气冷却、闭式燃料循环。与氦气冷却的热中子能谱反应堆一样，GFR的堆芯出口氦气冷却剂温度很高，可以用于发电、制氢和供热。参考堆的电功率为288 MWe，堆芯出口氦气温度850℃，氦气气轮机采用布雷顿直接循环发电，热效率可达48%。产生的放射性废物极少和有效地利用铀资源是GFR的二大特点：通过快谱和完全锕系元素再循环相结合，GFR大大减少了长寿期放射性废物的产生；与采用一次通过燃料循环的热谱气冷反应堆相比，气冷快堆的快谱也使得更有效地利用可用的裂变和增殖材料（包括贫铀）成为可能。因氦气密度小，传热性能不如钠，要把堆芯产生的热量带出来就必须提高氦气压力，增加冷却剂流量，这就带来许多技术问题。另外氦气冷却快堆热容量小，一旦发生失气事故，堆芯温度上升较快，需要可靠的备用冷却系统。技术上有待解决的问题：·用于快中子能谱的燃料；·GFR堆芯设计；·GFR的安全性（如余热排除、承压安全壳的设计，等）；·需要开发新的燃料循环和处理工艺；·相关材料的开发；·高性能的氦气气轮机的研发。表5 GRF参考堆主要参数参考值热功率，MWt 600电功率，MWe 288冷却剂压力，MPa 9冷却剂入口/出口温度，℃ 490/850平均功率密度，MWt /m3 100燃料成份 Pu含量大约为20%的UPuC/SiC（70%/30%）堆芯体积比，燃料/气体/碳化硅 50%/40%/10%转化比 自足 SFR是用金属钠作冷却剂的快谱堆，采用闭式燃料循环方式，能有效地管理锕系元素和铀－238的转换。这种燃料循环采用完全锕系再循环，所用的燃料有两种：中等容量以下（150~500 MWe）的钠冷堆，使用铀－钚－少量锕元素－锆金属合金燃料；中等到大容量（500~1500 MWe）的钠冷堆，使用MOX燃料。前者由在设施上与反应堆集成为一体的基于高温冶炼工艺的燃料循环所支持；后者由在堆芯中心位置设置的基于先进湿法工艺的燃料循环所支持。两者的出口温度都近550℃。一个燃料循环系统可为多个反应堆提供服务。钠在98℃时熔化，883℃时沸腾，具有高于大多数金属的比热和良好的导热性能，而且价格较低，适合用作反应堆的冷却剂。但是，金属钠的另外一些特性，又使得在用液态金属钠作快堆冷却剂的同时带来许多复杂技术问题。这些特性包括：钠与水接触发生放热反应；液态金属钠的强腐蚀容易造成泄漏；钠在中子照射下生成放射性同位素；钠暴露在大气中，在一定温度下与大气中水分作用会引起着火。钠的这些特性给钠冷快堆设计带来许多困难，因此，钠冷快堆设计要比压水堆设计复杂得多。这些可以通过反应堆结构及选材来解决。SFR是为管理高放废物、特别是钚和其它锕系元素而设计的。这个系统的重要安全特性包括热力响应时间长，到冷却剂发生沸腾时仍有大的裕量，主系统运行在大气压力附近，在主系统中的放射性钠与发电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统，等等。随着技术的进步，投资成本会不断降低，钠冷快堆也将能服务于发电市场。与采用一次通过燃料循环的热谱反应堆相比，SFR的快谱也使得更有效地利用可用的裂变和增殖材料（包括贫铀）成为可能。由于具有燃料资源利用率高和热效率高等优点，SFR从核能和平利用发展的早期开始就一直受到各国的重视。在技术上，SFR是Gen-IV 6种概念中研发进展最快的一种。美国、俄国、英国、法国和日本等核能技术发达国家在过去的几十年都先后建成并运行过实验快堆，通过大量的运行实验已基本掌握快堆的关键技术和物理热工运行特征。我国在国家863高技术项目基金的支持下近十几年来也开展了相当规模的实验和理论研究。表6 SFR参考堆主要设计参数参考值热功率，MWt 1000~5000反应堆压力，大气压 1反应堆出口温度，℃ 530~550平均功率密度，MWt/m3 350燃料 氧化物或金属合金包壳 铁酸盐或ODS铁酸盐转化比 0.5~1.30平均燃耗，GWD/MTHM 150~200SFR技术上有待解决的问题：·99%的锕系元素能够再循环；·燃料循环的产物具有很高的浓缩度，不易向环境释放放射性；·在燃料循环的任何阶段都无法分离出钚元素；·完成燃料数据库，包括用新燃料循环工艺制造的燃料的放射性能数据；·研发在役检测和在役维修技术；·确保对所有的设计基本初因事件，包括ATWS都有非能动的安全响应；·降低投资。 LFR是采用铅或铅/铋共熔低熔点液态金属冷却的快堆。燃料循环为闭式，可实现铀238的有效转换和锕系元素的有效管理。LFR采用完全锕系再循环燃料循环，设置地区燃料循环支持中心负责燃料供应和后处理。可以选择一系列不同的电厂容量：50~150 MWe级、300~400 MWe级和1200 MWe级。燃料是包含增殖铀或超铀在内的金属或氮化物。LFR采用自然循环冷却，反应堆出口冷却剂温度550℃，采用先进材料则可达800℃。在这种高温下，可用热化学过程来制氢。50~150 MWe级的LFR是小容量交钥匙机组，可在工厂建造，以闭式燃料循环运行，配备有换料周期很长（15~20年）的盒式堆芯或可更换的反应堆模块。其特性符合小电网的电力生产需求，也适用于那些不准备在本土建立燃料循环体系来支持其核能系统的发展中国家。这种系统可作为小型分散电源，也可用于其它能源生产，包括氢和饮用水的生产。铅在常压下的沸点很高，热传导能力较强，化学活性基本为惰性，以及中子吸收和慢化截面都很小。铅冷快堆除具有燃料资源利用率高和热效率高等优点外，还具有很好的固有安全和非能动安全特性。因此，铅冷快堆在未来核能系统的发展中可能具有较大的开发前景。表7 LFR主要参数参考值50~150 MWe级（近期） 300~400 MWe级 1200 MWe级 50~150 MWe级（远期）冷却剂 铅/铋 铅/铋 铅 铅堆芯出口温度（℃） ～550 ～550 ～550 750~800压力（大气压） 1 1 1 1热功率（MWt） 125~400 ～1000 3600 400燃料 金属合金或氮化物 金属合金 氮化物 氮化物包壳 铁酸盐 铁酸盐 铁酸盐 陶瓷包覆或难熔合金平均燃耗（GWD） ～100 ～100~150 100~150 100转换比 1 1 1.0~1.02 1栅格 开式 开式 混合 开式主回路流体循环方式 自然循环 强制循环 强制循环 自然循环技术上有待解决的问题：·堆芯材料的兼容性；·导热材料的兼容性；·在化学、热力、结构兼容（包括原始数据和整体试验）的基础上选择一种可行的燃料、包壳和冷却剂的组合；·根据选定的燃料、包壳和冷却剂的组合，制定核燃料再循环、再加工和核废料处理方针；·考虑到冷却剂密度超过部件密度，要研究堆结构、支撑和换料的初步概念设计方针；·传热部件设计所需的基础数据；·结构的工厂化制造能力及其成本效益分析；·冷却剂的化学检测和控制技术；·开发能量转换技术以利用能量转换装置方面的最新发展；·研发核热源和不采用兰金（Rankine）循环的能量转换装置间的耦合技术。

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秦山核电站，广东大亚湾核电站，田湾核电站，岭澳核电站。各核电站建立时间如下：1、秦山核电站位于杭州湾畔，1985年3月浇灌第一罐核岛底板混凝土，1991年12月首次并网发电，1994年4月设入商业运行，1995年7月通过国家验收。2、广东大亚湾核电站1987年8月7日工程正式开工，1994年2月1日和5月6日两台单机容量为984MWe压水堆反应堆机组先后投入商业营运。3、田湾核电站位于江苏省连云港市连云区田湾，工程于1999年10月20日正式开工，单台机组的建设工期为62个月，分别于2004年和2005年建成投产。4、岭澳核电站一期工程于1997年5月开工建设。它位于广东大亚湾西海岸大鹏半岛东南侧。

从1904年世界上首次地热发电成功算起，地热能的商业性开发利用已有1个世纪的历史。截至1997年底，全世界已有46个国家在开发利用地热，地热发电总量已达44TW·h/a，地热直接利用也已达到38TW·h/a。若以9%及6%的增长速率测算，到2020年全球地热发电及直接利用总量将分别达到318TW·h及140TW·h。地热热泵技术的采用为地热能开发利用打开了一个新窗口，因为该项技术可利用低至7～12℃的地下水作为热源，而这种温度的地下水在地球上（除两极外）几乎到处都有，使过去传统意义上所谓“地热资源在分布上有局限性”的观念将被改变。特别指出的是，只要开发利用技术和管理得当，地热能可以认为是一种无（或极小）污染的新能源。因此，国际上地热能的开发利用极为迅速。作为新能源大家族中的一员，地热能与太阳能、风能、生物质能一样，除个别国家外，目前在整个能源结构中的地位可以说是微乎其微。但新能源作为一种正在大力探索中的能源，若将太阳能、风能、潮汐能与地热能加以比较，则不难看出，地热能仍是目前新能源大家族中最为现实的热源。据1999年国家地热协会（IGA）快讯（IGANews）第35期报道，上述四类新能源比较见表1-1。表1-1 四类新能源对比表资料来源：“Survey of Energy Resource 1998”，统计数字截至1996年底。从世界范围来看，利用温泉洗浴已有数千年历史，但只是在20世纪地热能才大规模用来发电、供暖和进行工农业利用，地热利用的步伐在20世纪70年代初开始加快。据统计，1975～1995年的20年间，全球范围内地热发电每年大约以9%速率增长，地热直接利用的增长率约为6%。世界上地热直接利用前10位国家见表1-2。表1-2 世界地热直接利用前10位国家一览表资料来源：中国能源研究会地热专业委员，2004。截至1997年底，全世界地热发电总装机容量已近8021MWe，地热直接利用总量为10438MWe，见表1-3。表1-3 全球地热发电及直接利用一览表资料来源：汪集旸，国内外地热资源开发利用发展趋势及我国地热可持续发展的前景。截至2000年底，世界上已有21个国家利用地热发电，生产电力49261.45GW·h。估计全世界尚有地热发电资源潜力97061MWe（引自美国《GRC Bulletin》，2001年9～10月号）。目前，美国、日本、意大利、冰岛、新西兰、印度、菲律宾等世界上地热资源丰富且开发利用好的国家，地热在整个国民经济中已起到了一定作用。如冰岛首都及其他几个城市供暖全部靠地热，仅此一项每年可节 约1.3亿美元；1998年地热在菲律宾电力供应中已占19%，且在继续增长。到2000年，在全球地热直接利用类型比例中，地热采暖占35%，地热旅游占42%。由此可见，这两项是当今世界各国地热直接利用的主要发展重点。世界排名前4位的国家地热直接利用方式构成见表1-4。表1-4 世界地热直接利用方式排在前4位国家一览表资料来源：朱家玲，国内外地热资源开发利用概况。中低温地热资源的开发利用，若考虑到热泵技术的应用，在不远的将来将会大大提高整个地热在能源系统中的地位。如美国截至1997年底，已有30万台地热热泵在运转，每年可提供8000～11000GW·h的热功率于供暖或空调；瑞士是一个传统意义上没有地热资源的国家，但采用热泵技术后，到1995年已可提供228GW·h/a的热功率于地热采暖。

MWEW2ZA/A

上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，世界上商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成，称为第二代核电机组。第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′?也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。第二代核电站是世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。不过如今，从事核电的专家们对第二代核电站进行了反思，当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小，不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求，因此，第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。 第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统： 第四代核能系统 代号 中子能谱 燃料循环 钠冷快堆系统(Sodium Cooled Fast Reactor System) SFR 快 闭式 铅合金冷却快堆系统(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System) LFR 快 闭式 气冷快堆系统(Gas-Cooled Fast Reactor System) GFR 快 闭式 超高温堆系统(Very High Temperature Reactor System) VHTR 热 一次 超临界水冷堆系统(Supercritical Water Cooled Reactor System) SCWR 热和快 一次/闭式 熔盐堆系统(Molten Salt Reactor System) MSR 热 闭式

第一代核电站　　20世纪50年至60年代初，苏联、美国等建造了第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站，日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。第二代核电站　　20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，世界上已经商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成，称为第二代核电机组。第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自20世纪60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。 　　第二代核电站是世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核 　　电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。 　　从事核电的专家们对第二代核电站进行了反思，当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小，不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求，因此，第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。第三代核电站　　对于第三代核电站类型有各种不同看法。 　　美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了第三代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为第三代核电站的主力堆型。 　　我国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设，和正在运行发电的第二代核电机组相比，预防和缓解堆芯熔化成为设计上的必须要求，而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站事故中暴露出来的弱点。据悉，我国第三代核电站将装备有蓄水池，这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水，从而达到降温等应急需求。 　　通过总结经验教训，美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定，把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求，满足以上要求的核电站称为第三代核电站。 　　世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计，主要有美国的AP1000(压水堆)和ABWR(沸水堆)，以及欧洲的EPR(压水堆)等型号，它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布，今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。而我国有13台第二代核电机组正在运行发电，未来重点放在建设第三代核电机组上，并开发出具有我国自主知识产权的中国品牌的第三代先进核电机组。为此，国务院决定以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程，建设4套第三代AP1000压水堆核电机组。国家中长期科技发展规划纲要已将“大型先进压水堆核电站”列为重大专项。第四代核能系统　　第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。 　　第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。　 　　世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。 　　第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统： 　　第四代核能系统 代号 中子能谱 燃料循环 钠冷快堆系统(Sodium Cooled Fast Reactor System) SFR 快 闭式 铅合金冷却快堆系统(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System) LFR 快 闭式 气冷快堆系统(Gas-Cooled Fast Reactor System) GFR 快 闭式 超高温堆系统(Very High Temperature Reactor System) VHTR 热 一次 超临界水冷堆系统(Supercritical Water Cooled Reactor System) SCWR 热和快 一次／闭式 熔盐堆系统(Molten Salt Reactor System) MSR 热 闭式[16]

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宁边位于朝鲜北方平安北道东南部，其北100公里为鸭绿江，西100公里为新义州及鸭绿江出海口，南方30公里为平安南道的价川市，南北道以清川江为界。也就是离辽宁的丹东100公里。

我国目前6座建成和在建的核电站分别为：1.浙江省秦山(一期)核电站：1985年开工建设，1991年首次并网发电，1994年投入商业运行，其建成投产结束了中国大陆无核电历史，并使中国成为继美、英、法、苏联、加拿大和瑞典之后世界上第七个能自行设计、建造国内首座核电站的国家。2.秦山核电二期工程：于1996年6月2日开工建设，1号机组于2002年2月实现首次并网，2002年4月投入商业运行。秦山核电二期工程是中国首座自主设计、自主建造和自主运行的商用核电站。3.秦山核电三期工程：是中国和加拿大合作建造的我国第一座重水堆核电站。于1998年6月开工建设。1号机组于2002年11月实现首次并网，2002年12月投入商业运行。2号机组于2003年投入商业运行。4.广东省大亚湾核电站：是我国引进国外资金、设备和技术的第一座大型商用核电站，也是我国改革开放以来最大的中外合资项目。两套机组分别在1994年2月和5月投入商业运行，20年合营期内上网电量的70%送往香港。5.广东省岭澳核电站：由法国引进，于2003年1月全面建成投入商业运行。6.江苏省田湾核电站：位于江苏连云港市，于1999年10月开工建设，是由俄罗斯引进的压水堆核电站，该站两套机组预计分别在2004年和2005年投入商业运行一、已经建成的 9 座：1，广东大亚湾核电站(94年)2，浙江秦山第一核电站(94年)3，广东岭澳核电站(2002年)4，浙江秦山第二核电站(2002年)5，浙江秦山第三核电站(2003年)6，江苏连云港田湾核电站(2006年)7，台湾3座二、正在建设之中的3座：1，辽宁瓦房店核电站一期工程(暂停)2，台湾2座三、即将破土开工的4座：1，广东阳江核电站2，浙江台州三门核电站3，山东海阳核电站4，广东岭澳核电站二期工程

色数：16.7M点距：0.311mm亮度：250cd/㎡产品尺寸：长612mm；宽453mm；高227mm壁挂规格：100x100mm产品净重（kg）：带支座的产品 （千克） ： 4.42 千克 u2022 不带支座的产品 （千克） ： 3.96 千克 u2022 带包装的产品 （千克） ： 6.30 千克电源类型：内置电源无内置音箱，支持壁挂，普通接口支持HDMI接口，DVI接口，支持VGA接口，不支持type-c，usb，dp接口

mwe=megawatts of electricity 兆瓦电力GW=gigawatt 十亿瓦特以此类推TWh=一万亿瓦特时

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佛山市南海区美威音响电器厂佛山淇特奇公司的品牌，中文名叫美威

MWE是佛山市淇特奇音响的主打品牌，我做过他们的经销商，但是没有接触过5050这个型号，刚刚看他们网页上似乎也没有。不过他们的不同型号的功放，功能设置都很接近。首先要分清是专业功放还是卡拉ok功放，单根据型号无法判断是属于哪一种。如果是专业功放，也称专业后级功放，可调的比较少，主要只有音量可以调（英文VOLUME),有些专业功放在背面还可以选择桥接（bridge，或bridge mono），桥接一般是用在需要大功率输出的场合，并且变成单声道输出，不再是一般的2个声道的立体声了。卡拉ok功放可调的比较多（以下重点说），首先音量分很多种，有音乐音量（music，或music vol——vol 是volume 的缩写，余同），话筒音量（mic ,或mic vol，MWE通常还分MIC1,MIC2……则分别对应1、2、3麦克风插口的音量)，还有总音量（master ,或master vol )；下面要调的是卡拉ok功放中最重要，也是最难的部分了，即混响部分，一般有回声或效果（echo或effect ,有些也会标注缩写，这是调混响的总量的）， 重复（repeat或缩写，调话筒声音进行重复处理的效果的，调的越大，重复的次数越多，调音师一般用对麦克风说test来测试，如果越大，会听到越多个test的声音），延时（delay，是调节混响延时长短间隔的，如果间隔调的短，则前面听到的test的声音，重复之间的间隔会很短），一般的卡拉ok功放的混响部分通常都是这样调的，可以反复调试找到唱歌效果最好的状态。现在有些卡拉ok功放在效果部分加了类似专业数字效果器的功能，会有一个用来调教类似数字效果器的混响的旋钮，可以增加类似专业效果器的效果量，MWE有些高端型号可能会有，你可以调着试试看，注意调节量，专业歌手一般喜欢这种效果，业余歌手需要靠混响来美化自己的歌声，则可以少加一点，以前述的模拟混响为主。卡拉ok功放的调试，比较复杂，需要自己反复摸索，也需要结合唱歌人的喜好和特点。其它还有音源选择（source）等都比较简单，就不一一赘述了。我卖音响十多年，还有问题尽管问，求采纳。

GX450应该是全日系电容，mwe450只有主电容是日系，其他是台系.既然买了，mwe450 正常使用 是没有问题的，不必介意。

是1250百万千瓦.

你这个是显示器主板，1222后22是尺寸！

生活用电够了，平均每人都有接近2千瓦了。

可以去官网查询下

MWE1193T 我就是生产这个的， 对于这样的错误我表示抱歉，希望你能原谅我们！！

秦山600MWe核电站设计与建造【成果类别】 应用技术【 主题词 】 核电站%核电机组%调试运行%核电站设计%核电站建造【成果公布日期】 2005-1-1【 完成人 】 叶奇蓁；闵元佑；倪武英；俞忠德；田树全；章宗耀；李晓明；刘明涛；厉成德；张森如；李永江；王寿君；吴杰；王惠祥；刘明昌【完成单位】 核工业第二研究设计院【联系单位名称】 核工业第二研究设计院【联系单位地址】 北京市阜成路马神庙1号 秦山第二核电厂是我国九五期间建设的唯一按照自主设计、自主建设、自主调试运行、自主管理的核电厂。该项目主要创新点为：1．首次按照国际上先进的核电站建造标准，通过研究开发，科研攻关，自行设计和建造,调试和运行的商业化核电站，并一次性获得成功。2．在整体设计上，集成了国际核电相关的先进技术，并对系统和设备提出了明确的技术指标，进行了许多创新与改进。如：平均线功率密度低，堆芯热工裕量大于15；直接在压力容器上增加安注点，缩短堆芯淹没和再淹没时间；稳压器的比容积大，提高系统的可运行性和安全性；增加波动管布置斜度，改善波动管的疲劳。采用堆芯与压力容器之间环腔大水隙结构设计，大大降低快中子辐照损伤；对应于活性段的压力容器筒体没有环焊缝，大大提高压力容器的寿命。棒控系统的一个棒电源带一组控制棒，使棒控系统更可靠并便于维修；保护装置采用晶体管集成器件、光电隔离器件组合技术制造，使保护装置更利于维护等。3．首次在统一的标准规范体系下，在主设备上研制或选取了技术性能优越的设备，科学合理地处理了标准规范的相容性和接口的一致性，使核电站的综合技术水平达到国际同类核电站的水平。4．核电站出力比原定指标高10，是同类二环路压水堆核电站中最大的，核电站的热效率亦是同类核电站中比较高的，且比投资是世界各国商用核电站中最低的，比同期引进的核电站低20,具有明显的经济优势。该项目表明我国已具备600MWe核电机组的自主设计、自主建设、设备制造国产化、自主调试运行、自主管理的能力。该项目所创造的技术资料、设计文件和图纸、软件、制造技术、施工技术和程序、调试技术和程序，以及质量保证程序等可用于新的600MWe核电机组的建设，并可用于百万千瓦级核电机组的开发，对我国核工业的发展有重要意义。

核电站大划代于发展资料： 第一代核电站　　20世纪50年至60年代初，苏联、美国等建造了第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站，日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。 第二代核电站　　20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，世界上已经商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成，称为第二代核电机组。第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自20世纪60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。　　第二代核电站是世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。　　从事核电的专家们对第二代核电站进行了反思，当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小，不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求，因此，第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。 第三代核电站　　对于第三代核电站类型有各种不同看法。　　美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了第三代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为第三代核电站的主力堆型。　　 我国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设，和正在运行发电的第二代核电机组相比，预防和缓解堆芯熔化成为设计上的必须要求，而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站事故中暴露出来的弱点。据悉，我国第三代核电站将装备有蓄水池，这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水，从而达到降温等应急需求。　　通过总结经验教训，美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定，把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求，满足以上要求的核电站称为第三代核电站。　　 世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计，主要有美国的AP1000(压水堆)和ABWR(沸水堆)，以及欧洲的EPR(压水堆)等型号，它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布，今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。而我国有13台第二代核电机组正在运行发电，未来重点放在建设第三代核电机组上，并开发出具有我国自主知识产权的中国品牌的第三代先进核电机组。为此，国务院决定以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程，建设4套第三代AP1000压水堆核电机组。国家中长期科技发展规划纲要已将“大型先进压水堆核电站”列为重大专项。第四代核能系统　　 第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。　　 第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。　　　 世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。　　

第一代核电站20世纪50年至60年代初，苏联、美国等建造了第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站，日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。第二代核电站20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，世界上已经商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成，称为第二代核电机组。第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自20世纪60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。第二代核电站是世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。从事核电的专家们对第二代核电站进行了反思，当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小，不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求，因此，第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。第三代核电站对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了第三代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为第三代核电站的主力堆型。中国自主创新的第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设，和正在运行发电的第二代核电机组相比，预防和缓解堆芯熔化成为设计上的必须要求，而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站事故中暴露出来的弱点。据悉，中国第三代核电站将装备有蓄水池，这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水，从而达到降温等应急需求。通过总结经验教训，美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定，把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求，满足以上要求的核电站称为第三代核电站。世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计，主要有美国的AP1000(压水堆)和ABWR(沸水堆)，以及欧洲的EPR(压水堆)等型号，它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。美国、法国等国家已公开宣布，今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。而中国有13台第二代核电机组正在运行发电，未来重点放在建设第三代核电机组上，并开发出具有中国自主知识产权的中国品牌的第三代先进核电机组。为此，国务院决定以浙江三门和山东海阳两个核电项目作为第三代核电自主化依托工程，建设4套第三代AP1000压水堆核电机组。国家中长期科技发展规划纲要已将“大型先进压水堆核电站”列为重大专项（CAP1400）。第四代核能系统第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确； 2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明”。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：

大陆16座核电站：分别是：秦山核电厂、大亚湾核电厂、秦山第二核电厂、岭澳核电厂、秦山第三核电厂、田湾核电厂、红沿河核电厂、宁德核电厂、福清核电厂、阳江核电厂、方家山核电厂、三门核电厂、海阳核电厂、台山核电厂、昌江核电厂、防城港核电厂

自采暖和集中供暖一直是采暖的两种主要模式，在不同的国家，两种供暖方式占有不同的份额，下面简单介绍一些各国的供暖状况。 日本的集中供暖（冷）系统始建于1970年大阪的千里中央地区，截止到2000年，就普及率而言只占6%，在发达国家里算比较低的。而集中供暖发展较快的是以东京为中心的关东地区。到平成30年1月（2018年）日本有83个集中供暖企业。许多企业运营的是电热联产的热电站，为本区域的很多办公楼提供蒸气和热水。另外，在东京包括郊区，多数运营商还提供制冷服务。看得出日本的集中供暖都局限在办公楼一类的建筑，住宅占比比较低。 中国供暖分界线位于北纬33度附近的秦岭和淮河一代（也是南北分界线），所以在中国南方几乎没有集中供暖系统。在中国北方，供暖系统是很常见的，一般最早的是东北地区从九月低开始供暖一直持续到来年3月为止。很多地区的都有专门的供暖系统，而不是使用热电联产系统（南方倒有一部分热电联产供暖给附近的居民区，但大部分都是自采暖）。由于中国在冬季有很重的空气污染，许多城市的供暖已经使用天然气，还有一些使用地热和海水热泵系统。 1877年的美国纽约，建立了世界上第一个区域锅炉向附近的14家用户供热。到1882年美国进行了集中供暖的商业化。现在全美共有5800座集中供暖能源系统。美国最早的集中供暖系统为纽约1882建造的地下蒸汽系统，到1963年纽约市的地下蒸汽管道系统已达105公里，拥有六部发电机组，为2500栋建筑提供供暖服务，而在1882年那时只能为62个客户服务。同时在其他各州还有利用各种能源驱动的集中供暖系统。 西班牙最大的集中供热系统位于索里亚，他被称为“环境之城”，将从生物发电中获得41兆瓦的电能。除此之外，西班牙普遍采用独立的中央供暖，由一个锅炉负责几栋楼的供暖。 英国第一次尝试集中供暖是在1742年，做为律师和园艺家的Hugh Plat用管道输送整齐到房间取暖。1745年，William Cook用同样的方式输送蒸汽给家庭采暖。1898年热电联产用于Clydebank的一家烫毛厂。1911年安装于曼彻斯特的Bloom街的热电联产电厂为周围的商店、办公室和工厂提供热气。1920年到1922年Durdee和Stirling分别开始集中供暖。目前英国热电站的发电容量为2000MWe，到2020年英国热电联产发电量要达到全国总发电量的25% 瑞典为城市提供集中供暖有着悠久的历史。根据瑞典的集中供暖协会表示，2015年，瑞典约为60%的住宅提供集中供暖，韦克舍市在1993年至2006年期间将矿物燃料消耗量减少了30％，到2010年将减少50％。这主要是使用生物燃料来提供集中供暖实现的。 在塞尔维亚主要城市，特别是首都贝尔格莱德，都采用集中供暖。第一个集中供暖厂于1961年建成，为贝尔格莱德新建的郊区提供供暖。从那以后，建造了许多这样的工厂为城市供暖，他们都是用天然气作为燃料。但离开首都后，很多地区就需要靠自己来取暖，譬如进入十月份的山区需要准备不少的劈柴来应付寒冬。 在俄罗斯的大多数城市，区级联合热电厂产生全国一半以上的电力，同时为临近的城市提供热水。他们大多数使用煤和石油做燃料。现在天然气也被广泛使用。苏联时代使用大型中心站为城市供暖，即使不考虑旧的供暖网络的低效率，由于泄露和缺乏适当的热量隔绝，使得供暖管道中的热量大量流失。 罗马尼亚最大的集中供暖在布加勒斯特。由RADET经营。为57万个家庭提供供暖服务。这相当于布加勒斯特总供热量的68%。但根据中国商务部的新闻，截止到2016年，有越来越多的公寓从集中供热系统中断网，采用自采暖，以节省成本。 2009年有40%的波兰家庭采用集中供暖，其中大部分家庭都位于城市地区。热量主要由热电联产的电厂提供，其中大部分的燃料是煤。 在挪威，集中供暖只占供暖系统的2%，与同类国家相比，这个比例是很低的。集中供暖普及率低，是因为挪威又很廉价的水电，80%的私人电力用于供暖。 当然还有一种说法是挪威百分之八十的家庭愿意烧柴火，使用现代化的火炉，即取暖又有格调。 在意大利部分城市提供集中供暖（贝加莫，布雷西亚，克雷莫纳，博尔扎诺，费拉拉，伊莫拉，雷焦艾米利亚，泰尔拉诺，都灵，洛迪，现在的米兰），都令的集中供暖是全国最大的，供应55万人。 都柏林垃圾焚烧发电厂为Poolbeg和周边地区多达5万个家庭提供集中供暖。但大部分地区仍是独立供暖。 在冰岛有95%的住房享受集中供暖的服务，热源来自地热，而使用地热可以追溯到1930年。冰岛是集中供暖普及率最高的国家，连一部分足球场都提供供暖。 最大的供暖系统位于布达佩斯的大都会电力公司，为23.8万家庭和7000家企业提供暖气和热水 古希腊时代就有了先进的供暖系统。希腊的集中供暖专门用于人口密度相对较高城市的私人与公共建筑。从1994年至2003年，集中供暖网的供热能力提高了65%。现在的希腊主要在西马其顿、中马其顿和伯罗奔尼撒半岛省提供集中供暖。 在德国，在前民主德国地区，集中供暖占供热系统的30%，但是在前联邦德国地区仅占9%，不过最大的集中供暖位于柏林，城市里有1875公里的供暖管道，供主城区的130万人使用。在鲁尔地区及莱茵河下游，还建立了连接几个城市的城际间供热系统。 在芬兰，集中供暖占供热市场份额的50%，其中80%是由热电联合电厂产生的。东南管道网主要使用天然气，靠近港口的地区使用进口的煤炭。 在赫尔辛基，总统府旁边的一个地下数据中心将多余的热烈输送到附近的住宅，其产生的热量总共为500冻房子供暖。 1903年，丹麦建成了第一座热电联产电站，这是一座垃圾焚烧电站。20世纪20～30年代，人们以当地发电站产生的废热作为热源，集中供暖占丹麦总供暖量的4%。当70年代能源危机爆发后，丹麦觉得不光在大型城市建造热电联产电站，中小城市也要建造，到2007年，供热量中的80%是由热电联合电厂产生。垃圾焚烧的热量占20%。 捷克共和国最大的集中供热系统位于布拉格。由Prau017eská teplárenská经营，为265，000户家庭提供服务，大部分的供热由处在梅尔尼克30公里远的火力发电站产生。全国范围内有许多娇小的集中供暖系统，使用废热利用、城市垃圾焚烧和热电厂 上世纪70年代，保加利亚建造了核能供热系统，做为集中供暖的热源。保加利亚有12个城镇提供集中供暖。最大的系统位于索菲亚，那里有四个发电厂为城市供暖，可以往前追溯到1949年。 奥地利最大的集中供暖系统位于维也纳，全国范围内也分布着许多小型的供暖系统。现在奥地利政府鼓励民众使用太阳能供暖设备。 参考资料： 日本集中供热（冷）系统的发展现状 维基百科-区域供暖词条 挪威的劈柴 区域供暖技术在希腊国内供热中的有效应用 英国的区域供暖及热电联产 集中供热的发展历史与供热服务

1.When do you have a lunch break? 2.What does Alice do at break? 3.Do you have six classes every day? No,we don"t . 6.Which man is your English teacher?