停堆後反應堆內殘存的總熱量。
基本介紹
- 中文名:反應堆餘熱
- 屬性:物理學術語
停堆後反應堆內殘存的總熱量。
反應堆保護系統、專設安全設施及其相關的支持系統,構成核電廠的安全系統,它是核電廠安全縱深防禦的第三層。比如一迴路輔助系統的化學和容積控制系統、餘熱排出系統;專...
奧路菲核反應堆即法國ORPHEE堆,它是輕水作冷卻劑,重水作反射層。堆芯置於直徑4.5m、水深15m的反應堆水池中央,冷卻劑從上而下流過堆芯,衰變箱位於反應堆水池底部...
核反應堆餘熱是停堆後反應堆內殘存的總熱量。包括剩餘釋熱和堆內各部件殘存的顯熱。反應堆,又稱為原子能反應堆或反應堆,是能維持可控自持鏈式核裂變反應,以實現...
停堆後反應堆內殘存的總熱量。包括剩餘釋熱和堆內各部件殘存的顯熱。... 剩餘釋熱和堆內各部件殘存的顯熱 中文名稱:[反應堆]餘熱;英文名稱:residualheatofreac...
反應堆餘熱編輯 鎖定 討論 本詞條缺少信息欄、概述圖,補充相關內容使詞條更完整,還能快速升級,趕緊來編輯吧!V百科往期回顧 詞條統計 瀏覽次數:次 編輯次數:2次...
餘熱排出系統是用於冷停堆時排出堆芯餘熱的系統,亦稱停堆冷卻系統, 一迴路輔助系統之一。在很多核電廠中,該系統還兼作安全注射系統的低壓注射子系統。...
安全殼餘熱排出系統又稱為反應堆停堆冷卻系統。當反應堆停堆後,最初仍由蒸汽發生器將剩餘功率這部分熱量導出,當二迴路不能再運行時,即由餘熱排出系統導出這部分...
是一種用氦氣作冷卻劑,出口溫度超高的核反應堆。高溫氣冷堆採用塗敷顆粒燃料,以石墨作慢化劑。堆芯出口溫度可達850~1000℃,甚至更高。核燃料一般採用高濃二氧化鈾,...
核反應堆的堆芯也稱之為反應堆活性區,由安置在具有一定柵格的堆芯格架中的燃料組件構成,燃料組件由製成一定形狀(板、棒、管)的燃料元件通過各種構件按一定的柵格...
詞目:餘熱拼音:yú rè基本解釋1. [remaining heat]2. 核反應堆停止運行後放出的熱3. 生產過程中剩餘的熱量 [1] 利用餘熱取暖
對反應堆冷卻劑系統中可能出現的各種熱工流體力學現象用實驗的方法進行檢測,以研究其內在規律和各參數之間定量關係的學科,是反應堆熱工學的一個重要方面。 不同...
反應堆安全,包括反應堆安全基本原則、安全功能,設計基準事故分析,嚴重事故(即超設計基準事故)對策,機率安全評價等內容。與此相關的問題稱為反應堆安全問題。...
氦冷卻核反應堆是第三代氣冷堆,它是石墨作為慢化劑,氦氣作為冷卻劑的反應堆,屬第四代核能系統——高溫氣冷堆。...
反應堆安全,包括反應堆安全基本原則、安全功能,設計基準事故分析,嚴重事故(即超設計基準事故)對策,機率安全評價等內容。...
為了保證核燃料在任何情況下都能得到冷卻而免於燒毀熔化,核電廠設定有多項專設安全設施,如應急堆芯冷卻系統和餘熱排出系統,以確保堆芯的冷卻。核電廠除了正常供電...
壓水堆非能動餘熱導出系統(passiveresidual heat removal system for PWR)是2020年公布的電力名詞。...
《全國反應堆熱工流體會議文集》是1999年原子能出版社出版的圖書。... 一種反應堆非能動餘熱排出系統方案的分析 300MWe核電廠安全殼直接加熱(DAH)分析 300MWe...
核島是核電站安全殼內的核反應堆及與反應堆有關的各個系統的統稱。核島的主要功能是利用核裂變能產生蒸汽。...
反應堆失冷事故:eactor I}x,.s-of-ccx}iant accidrnt當冷卻 劑迴路管道或設備破裂.或冷卻劑流量中斷,造成堆芯失去冷 卻,可導致燃料元件的損壞和熔化。為...
蒸汽排放系統的作用是在汽輪機負荷突然大幅度減少之後,有控制地將蒸汽直接排放至凝汽器,從而在蒸汽發生器上保持一個人為的負荷以減小反應堆冷卻劑系統的瞬態變化。...
反應堆控制就是對反應堆內剩餘反應性的控制。其主要任務是採取不同的控制方式,在確保全全的前提下,控制反應堆內的剩餘反應性,以滿足反應堆長期運行的需要;通過控制...
上海交通大學核反應堆系統仿真實驗室主要從事與核反應堆堆芯、核設施安全系統、先進核能系統等密切相關的設計、實驗、分析、模擬、驗證工作;研究領域包括第四代核反應...
熱中子堆型的實驗堆是指利用熱中子實現鏈式裂變反應的實驗堆。主要用於考驗中子反應堆的運行特性以及材料考驗。加拿大發展核電起步較早,在50年代即開始了重水慢化、...