| 中文名稱 | 反應堆本體 |
| 英文名稱 | reactor proper |
| 定 義 | 反應堆本身的結構。主要包括堆芯、堆內構件、反應堆容器和控制棒驅動機構等部件。 |
| 套用學科 | 電力（一級學科），核電（二級學科） |
| 中文名稱 | 反應堆本體 |
| 英文名稱 | reactor proper |
| 定 義 | 反應堆本身的結構。主要包括堆芯、堆內構件、反應堆容器和控制棒驅動機構等部件。 |
| 套用學科 | 電力（一級學科），核電（二級學科） |
中文名稱 反應堆本體 英文名稱 reactor proper 定義 反應堆本身的結構。主要包括堆芯、堆內構件、反應堆容器和控制棒驅動機構等部件。 套用學科 電力(一級學科)...
壓水反應堆(Pressurized Water Reactor,縮寫為PWR)是美國貝蒂斯原子能實驗室(Bettis Atomic Power Laboratory)開發成功的一種輕水核反應堆。...
反應堆禁止是用一定厚度的鉛包圍反應堆,用以阻擋或減弱反應堆發出的大量中子和γ射線。反應堆是核能源系統的核心部分,核裂變(或聚變)產生各種輻射射線如不同能級的...
安置核反應堆並承受其巨大運行壓力的密閉容器,也稱反應堆壓力殼。核電站所用的反應堆主要有輕水堆(壓水堆及沸水堆)、重水堆、氣冷堆及快堆等。由於壓力容器包容...
核電廠系統中反應堆冷卻劑系統又稱為一迴路系統。反應堆冷卻劑系統分為冷卻系統、壓力調節系統和超壓保護系統。冷卻劑系統由反應堆冷卻劑泵、反應堆和蒸汽發生器及...
在此期間,曾撰寫過5萬多字的《核潛艇反應堆本體的設計論證、生產製造、總裝、檢驗驗收及鑑定定型的總結》。在1985年召開的國家科技大會上,該工程獲得國家級科技...
核動力裝置的設備是指使核反應堆產生動力的設備,如核蒸汽供應系統和核電站汽輪機等,以及為保證設備正常運行、人員健康和安全所需要的設備等。...
由快中子引起裂變鏈式反應並將所釋放出來的熱能轉換為電能的核電廠。由於快中子反應堆在運行時,能在消耗易裂變核素的同時生產易裂變核素,且能使所產多於所耗,實現...
第1章緒論,介紹世界及我國核電的發展成就、我國發展核電的方針政策;第2章介紹壓水堆核電廠;第3章介紹反應堆本體結構、一迴路系統及主要設備,對反應堆冷卻劑泵、...
參考文獻第四章 AP1000的反應堆冷卻劑系統和反應堆本體第一節 反應堆冷卻劑系統設計思想的變革與AP1000的設計特點一、反應堆冷卻劑系統設計思想的變革...
先進的循環更替與AP1000堆芯燃料管理結果比較 153附錄 158參考文獻 162第四章 犃犘1000的反應堆冷卻劑系統和反應堆本體 165第一節 反應堆冷卻劑系統設計思想的...
反應堆本體包括堆芯、各種組件、堆內構件、主泵、中間熱交換器和主容器等部件。(1)堆芯:由燃料組件和控制組件組成。快堆燃料目前用得最多的是氧化鈾UO2和混合...
2.1 反應堆本體系統(RXS)2.1.1 概述2.1.2 系統功能2.1.3 系統描述2.1.4 主要設備2.1.5 技術參數2.2 反應堆冷卻劑系統(RCS)2.2.1 系統功能...
以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆,可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑,重水堆分壓力殼式和壓力管式兩類。...
新型轉換堆一般指日本建造的發電堆——新型轉換堆“普賢”(ATR原型堆),其是一種重水慢化、輕水冷卻的壓力管型核反應堆。ATR原型堆從1979年3月20日開始投入試...
第一節 核反應堆的基本工作原理第二節 核反應堆的主要類型第三節 核反應堆本體結構與核電廠系統及設備第四節 反應性與反應性的控制...