基本介紹
- 中文名:堆本體
- 外文名:pressurized water reactor vessel and its internals
壓水反應堆的堆芯、堆內構件、壓力容器和控制棒驅動機構等結構的總稱。壓水堆本體結構見圖。 冷卻劑由反應堆壓力容器進口接管進入,沿壓力容器內側向下,在吊籃底部...
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。...
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...
數值反應堆(又稱虛擬反應堆,簡稱數值堆)是一種計算機模擬軟體,用於對真實核反應堆進行CAD建模、運行模擬、材料性能分析等等。數值堆可以為核能行業帶來多種優勢:降低...
中國先進研究堆由中國原子能科學研究院自主研發、設計和建造。2010年5月,實現首次臨界,所謂臨界,就是核裂變產生出的新中子數量剛好滿足反應堆繼續裂變的需要,使反應...
快堆技術,快中子反應堆的簡稱,快堆是主要由快中子來引起裂變鏈式反應的反應堆。在熱中子反應堆中,產生的鈽-239的數量不足以抵償消耗的鈾-235。只有利用快中子來...
是一種用於生產核子彈用鈽材料的反應堆。...... 1960年3月破土動工,8月挖成堆本體地基,並打成了混凝土底板。正當生產堆設計工作和工程建設迅速推進的時候,原蘇聯...
重水冷卻堆,以重水作慢化劑的核反應堆堆型。冷卻劑可以是重水、輕水或二氧化碳。重水是氘氧化合物(D2O)。它是熱中子反應堆最理想的慢化劑。...
101 重水研究堆(代號HWRR)是我國第一座反應堆。反應堆本體結構如下圖。 歷史 1958年6 月13 日首次達到臨界,同年9 月27 日,由陳毅副總理剪彩後,開始提升...
《核反應堆工程設計》是1997年原子能出版社出版的圖書,作者是鄔國偉。...... 第八章 壓水堆本體結構 8.1堆芯結構 8.1.1燃料組件 8.1.2控制棒組件 8.1....
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...
英文名稱(China Advanced Research Reactor)(CARR)我國運營中的研究堆均建於20世紀中葉,將在不久陸續退役。現在原子能院建造了中國先進研究堆(簡稱:CARR)。...
8、組織指導完成了霧狀鈉火驗證試驗、錫鉍合金氧化試驗、蒸汽發生器鏽蝕材料鈉環境除銹試驗、堆本體上部空間氣體溫度分布模式試驗等十多項研究實驗,有關實驗結果已...
重水冷卻反應堆就是重水堆。重水冷卻反應堆以重水作為冷卻劑和慢化劑。由於重水對中子的慢化性能好,吸收中子的幾率小,因此重水堆可以採用天然鈾做燃料。 ...
零功率反應堆裝置是在極低功率下進行堆物理實驗研究的反應堆裝置,由堆本體、操縱保護系統和其它輔助設備構成。...