堆芯活性區reactor二二反應堆的堆芯。是反應堆的核 心部分。
核燃料在這裡發生自持鏈式裂變反應，並口_不斷地 釋放出能量。熱.，子反應堆活性區由核燃料、慢化劑、冷卻 l、結構材料及保證反應堆啟動、停f1、正n'運行的控'rail #等. 天然袖石墨慢化水冷反J＞;%堆的堆芯就像一個石墨堆砌成的大 型蜂窩煤，孔洞，卜裝人燃料元件和通過冷卻刊。
堆芯活性區reactor二二反應堆的堆芯。是反應堆的核 心部分。
堆芯活性區reactor二二反應堆的堆芯。是反應堆的核 心部分。核燃料在這裡發生自持鏈式裂變反應，並口_不斷地 釋放出能量。熱.，子反應堆活性區由核燃料、慢化劑、冷卻 l、結構材料及保證反應堆啟動、停f1、正n'運行的控...
反應堆堆芯反應性計算 堆芯反應性計算由求解中子擴散方程的細網有限差分程式CITATION來實現。能群為4群，採用二維(r, x)幾何。燃料元件在堆芯活性區中按劃分的曲線格線計算和流動，按層、batch 來劃分；而CITATION差分計算， 使用的是矩形格線。在VSOP和CITATION之間將進行截面、通量等在不同的空間格線上的轉換。將...
根據布置在活性區每個分區內的釩自給能堆芯注量率探測器信號或每個堆芯分區內的燃料管道冷卻劑出口的平均溫度，分別調整相應分區內的用以進行反應性區域控制的控制棒插入深度或輕水小室的水位高度，以展平堆芯中子注量率分布，使各堆芯分區的燃料管道冷卻劑出口平均溫度都在給定範圍以內。流出堆芯各分區輕水小室的...
是為了對付失去冷卻水事故而採取的安全措施。為確保反應堆及其冷卻劑系統能正常啟動、運行和關閉，在堆芯發生事故或冷卻劑系統出現故障時，反應堆應立即停閉。停堆後由備用輔助冷卻系統將活性區的剩餘熱量帶出。它包括堆芯噴淋系統和冷卻水注入系統等。堆芯噴淋系統通常由高壓堆芯噴淋系統和低壓堆芯噴淋系統組成。高壓...
堆芯測量裝置由中子通量測量、溫度測量和反應堆壓力容器水位測量子系統組成。溫度測量系統和水位測量系統是冗餘的，是PAMS系統的一部分，設備分為A系列和B系列，它們在電氣上和實體上均是隔離的。在設計基準事故下，安全殼內的系統設備能完成測量功能。所有設備均抗震。中子通量測量用於在預定孔道中沿活性區高度測量中子...
為解決專利目的中的問題，《基於177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統及其核電站》的技術方案為，一種基於177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統，包括核反應堆堆芯，反應堆冷卻劑系統，所述核反應堆堆芯包括177個活性段長度為12至14英尺的核燃料組件；所述反應堆冷卻劑系統包括反應堆壓力容器、主泵、蒸汽發...
堆芯事故冷卻系統是為了對付失去冷卻水事故而採取的安全措施。為確保反應堆及其冷卻劑系統系統能正常啟動、運行和關閉，在堆芯冷卻系統或冷卻劑系統出現故障時，反應堆應即停閉。停堆後由備用應急冷卻系統將活性區的剩餘熱量帶出，此系統稱為堆芯事故冷卻系統。此系統中的高壓貯水罐能自動向堆芯榷柱加硼水， 並有...
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。特點 沒有冷卻系統，堆芯（活性區）結構簡單靈活，容易改裝和更換。它一般工作在常溫常壓下，若慢化劑為固體，堆芯通常用砌塊堆砌而成，若慢化劑為液體，堆芯便安裝在堆芯容器內。工作在高溫高壓下的液體慢...
堆芯又稱活性區，那裡集中了核燃料，自持鏈式反應就在此區域進行。通常核燃料加工成棒狀、管狀或板狀，它們按一定的方式組成燃料組件，排列在堆芯中。堆內構件將燃料組件固定在堆芯中，為冷卻劑提供流道，保持傳熱所需的熱工水力條件以使堆芯中的裂變能量傳輸出反應堆。控制棒由強吸收中子材料製成，將它插入或抽出...
反應堆本體由堆芯、金屬結構、進水系統、裝卸料系統、監視系統和控制系統等部分組成。在堆芯活性區石墨柱上設有2001根工藝管道，每根工藝管道內裝有64塊天然鈾釋熱元件和60塊鋁墊塊。鈾元件的總裝載量為215噸。9樓中央控制室 9樓中央控制室曾安放當時中國國內最先進的計算機機體，是整個核軍工洞體的“心臟”，是...
球床高溫氣冷堆（pebble-bed higf temperature gas cxled reacto）採用球形燃料元件的高溫氣冷堆。新鮮燃料球用氣 力送到堆頂，落人堆芯活性區的頂部，隨著燃耗的加深。燃料 球逐漸下沉，最後由球床堆底部排出。它實現了連續換料，堆 內不需補償燃耗的後備反應性。減少中子損失和裝料量。功 率超過3UOnMw後，...
美國先進試驗堆是一個為開展核物理、核燃料和機構材料輻照試驗的多功能工具。其最大功率是250MW，未受擾動最大熱中子通量為1×10n/（cm²·s），最大快中子通量5×10n/（cm²·s）。美國先進試驗堆ATR堆芯有40個板狀燃料組件，每個燃料組件有19塊燃料版，活性區長度為4英尺，每個組件包含1075gU；ATR有9個...
約旦次臨界裝置的堆芯活性區裝載燃料元件313根，燃料元件採用壓水堆核電站的燃料棒結構，燃料元件總長550 mm，外徑10 mm，含鈾約216 g，主要由UO₂芯塊、Zr-4包殼管、Al₂O₃隔熱塊、壓緊彈簧和端塞組成。UO₂芯塊的直徑8. 43 mm，高10 mm，其中U的富集度為3.40% 2、堆芯及堆芯容器組件 堆芯...
約旦次臨界裝置的堆芯活性區裝載燃料元件313根，燃料元件採用壓水堆核電站的燃料棒結構，燃料元件總長550 mm，外徑10 mm，含鈾約216 g，主要由UO2芯塊、Zr-4包殼管、Al2O3隔熱塊、壓緊彈簧和端塞組成。UO2芯塊的直徑8. 43 mm，高10 mm，其中235U的富集度為3.40%。2、堆芯及堆芯容器組件 堆芯及堆芯...
反應堆壓力容器的作用是：1、裝載著活性區及堆內所有構件，對堆芯具有輻射禁止作用，在頂蓋上安裝著控制棒管座及其驅動機構，承受很大的機械和動載荷;2、作為承壓邊界，密封高溫高壓含放射性的一迴路冷卻劑並維持其壓力，承受動載荷和溫度載荷;3、作為第二道屏障，在燃料元件破損後有防止裂變產物外逸的功能。特點 制...
《重水堆中子注量率展平控制》根據布置在活性區每個分區內的釩自給能堆芯注量率探測器信號或每個堆芯分區內的燃料管道冷卻劑出口的平均溫度，分別調整相應分區內的用以進行反應性區域控制的控制棒插入深度或輕水小室的水位高度，以展平堆芯中子注量率分布，使各堆芯分區的燃料管道冷卻劑出口平均溫度都在給定範圍...
Godiva裝置裂變脈衝產額1e16裂變，脈衝半高寬約100μs，脈衝下活性區外表面中子注量2×10cm。如圖是第一個快中子脈衝堆Godiva的結構示意圖。類型 第一代快中子脈衝堆採用純鈾金屬作堆芯材料，第二代則採用鈾鉬合金，使脈衝產額從1.5e16增加到1e17~1e18，第三代快中子脈衝堆採用核燃料和其它材料相間分布，則按照...
針對徑向步進式倒料行波堆概念，提出了棋盤式徑向倒料行波堆；部分增殖組件布置在內堆芯，增強了堆芯的增殖能力；採用MCORE燃耗計算程式進行分析計算，得到了漸進穩態解，並分析了堆芯活性區高度和有效半徑對堆芯關鍵參數的影響。為進行行波堆系統安全分析，開發了池式鈉冷快堆系統安全分析程式THACS；通過參與國際原子...
反應堆的類型很多，但它主要由活性區，反射層，外壓力殼和禁止層組成。活性區又由核燃料，慢化劑，冷卻劑和控制棒等組成。當前用於原子能發電站的反應堆中，壓水堆是最具競爭力的堆型（約占61%），沸水堆占一定比例（約占24%），重水堆用的較少（約占5%）。壓水堆 壓水堆的主要特點是：1）用價格低廉、...
石墨的吸收截面低於重水，但價格便宜，又是耐高溫材料，可用於非氧化氣氛的高溫堆中。此外，還可用碳氫化合物、鈹等作慢化劑材料。鈹的慢化能力比石墨好，用它作慢化劑可縮小堆芯尺寸，但鈹有劇毒、價格昂貴、易產生輻照腫脹，故使用受到限制。反射層材料 在反應堆活性區周圍用來散射從活性區泄漏出的中子，使其改變...
（1）燃料組件。燃料組件是反應堆活性區的核心部件，提供全壽期足夠的核裂變反應材料，由燃料芯塊、燃料包殼（鋯合金）、結構件等組成。（2）控制棒及其驅動機構。控制棒由強中子吸收材料（如鉿、碳化硼、銀-銦-鎘）製成，通過驅動機構在堆內上下移動，控制反應堆內用於核裂變反應的中子數量，從而控制反應堆功率...
以堆芯活性區中心為原點，根據設計圖紙確定各部分尺寸及材料參數，對不規則部分，採用均勻化的方法處理。計算時，中心控制棒位於滿功率時的臨界棒位，距原點約4.3cm；輔助控制棒提出堆外，堆芯歸一化核功率為30kW。2.金箔活化法測量 絕對中子通量密度選用Au箔和Mn箔各兩片，將其中1片放置在鎘盒內、1片放置在鋁...
臨界值對判斷和控制裂變反應堆的運行狀態有重要意義。反應堆組成 核燃料 核燃料一般是濃縮鈾，製成棒狀，排列在堆芯，質量和體積都超過臨界值。反應堆內具有特定形狀和結構的核燃料稱為燃料元件。反應堆的核心部分稱為堆芯，又稱活性區。堆芯主要由燃料元件、慢化劑和一些結構部件組成，還需有冷卻劑流過堆芯。一般...