堆芯（core）是1996年公布的航海科學技術名詞。
基本介紹
- 中文名：堆芯
- 外文名：core
- 所屬學科：航海科學技術
- 公布時間：1996年
公布時間,出處,
堆芯
相關詞條
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- 堆芯收集器
所謂的堆芯收集器，是通過耐熱部件接住並保持落下的堆芯熔融物，並且與注水機構組合來將堆芯熔融物冷卻，從而確保核反應堆外殼的健全性，抑制放射性物質向外部釋放的安全設備。常見的有以下幾種：一種是在壓力容器的外側設定擴展室，擴展...
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堆芯 堆芯（core）是1996年公布的航海科學技術名詞。公布時間 1996年，經全國科學技術名詞審定委員會審定發布。出處 《航海科技名詞》第一版。
- 堆芯捕集器
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堆芯熔化(meltdown)是指核反應堆溫度上升過高，造成燃料棒熔化並發生破損事故。失去冷卻水後，堆芯水位下降，燃料棒露出水面，燃料中的放射性物質產生的熱量無法去除，隨後溫度持續上升會導致這種情況。這是核電站可能發生的事故中最為嚴重...
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堆芯保護系統是根據核電廠事故狀態的嚴重程度採用相應的對策限制或降低反應堆功率，以達到終止事故狀態，防止發展成導致反應堆停堆系統動作的嚴重事故的系統。堆芯保護系統與反應堆停堆系統、專設安全設施驅動系統一起構成對反應堆系統進行...
- 低泄漏堆芯
低泄漏堆芯 低泄漏堆芯是採用將新燃料組件放在堆芯內區，取代乏燃料組件的“由內向外”換料方案構成的平衡堆芯
- 堆芯熔毀(核反應堆因無法及時冷卻而熔化造成的損毀)
堆芯熔毀後可引發具有放射性的物質外泄，影響人類及其他生物的健康。在核電站中，堆芯熔毀穩定化系統（Core Melt Stabilization System）會用來減緩堆芯熔毀的影響，並確保核心保護殼的完整性。核泄漏雖也可指使用核動力的航海器具（如潛艇...
- 應急堆芯冷卻系統
應急堆芯冷卻系統的功能是確保在事故工況下，提供足夠可靠的堆芯冷卻，使堆芯燃料包殼表面的最小不小於即在事故工況下，當發生喪失熱阱事件時，由冷卻劑出口溫度過高信號觸發反應堆緊急停堆，主循環泵自動停止運行，此時反應堆進堆總管...
- 堆芯冷卻和硼化
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- 堆芯事故冷卻系統
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...
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堆芯測量系統包括堆芯溫度測量、堆芯中子注量率測量和壓力容器內水位測量三部分，其總的功能是：提供反應堆燃料組件冷卻劑出口溫度信息、堆芯中子注量率分布信息及壓力容器內水位信息。堆芯控制系統的功能是：（1）在穩態運行期間，維持...
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- 堆芯布置方案
堆芯布置方案 堆芯布置方案是2020年公布的電力名詞。定義 將不同富集度的燃料組件、可燃毒物和控制棒布置在堆芯內不同位置,以獲得最高安全性和最佳經濟性的設計布置。出處 《電力名詞》。
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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...
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為了提高反應堆功率密度和燃料元件燃耗深度，必須較精確地進行堆芯中子注量率監測。堆芯中子注量率測量系統的堆內部件的特點是結構緊湊，能適應惡劣的工作環境(輻照水平高，溫度高，壓力高)。通過堆芯中子注量率測量，可以驗證堆芯設計，...
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堆芯損壞事故流體動力學，研究反應堆堆芯損壞時堆內流體（冷卻劑）的運動和平衡的規律以及反應堆流體與反應堆固體材料相互作用的學科。它是反應堆熱工學科的一個重要組成部分，是流體力學在反應堆中的套用科學。基本內容 堆芯損壞事故流體...
- 核電廠堆芯損傷評價方法
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- 壓水堆堆芯測量系統
中子注量率測量的目的是得到堆芯中裂變功率分布和確定燃料的燃耗情況，用它測定堆芯中子注量率分布的畸變特性，以指導反應堆控制棒的動作。堆芯中子注量率測量有兩種方法：一種是德國KWU開發的吹球法，將釩探測球從堆頂吹入，經中子...
- 環狀堆芯脈衝堆
它分為熱中子脈衝堆和快中子脈衝堆兩類。在金屬塊脈衝堆中，最大脈衝裂變產額取決於爆發脈衝時在堆芯部件中產生應力的允許值，因此，巧妙設計堆芯結構是提高脈衝裂變產額的一種好方法，一般採用圓環堆芯。示例 VNⅡEF於1978年建成的BR...
- 堆芯中子探測器
堆芯中子探測器利用中子與硼或鈾相互作用後產生的帶電粒子使氣體電離或經中子照射作用後材料本身的活化來探測中子的器件。中子探測器廣泛用於反應堆核功率測量或堆芯中子注量率分布測量。工作原理 中子是一種不帶電的粒子。中子探測器的...
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低壓堆芯噴淋系統是在反應堆堆壓力降低而其他系統不足以保持反應堆容器內水位時投入工作，通過環管向堆芯直接噴淋注水，防止堆芯裸露，系統從抑壓水池取水。低壓堆芯噴淋系統是反應堆應急堆芯冷卻系統的一個子系統，其設計用於發生堆芯...
- 堆芯輔助冷卻系統喪失事故
在餘熱排出冷卻喪失後, 堆芯衰變熱無法排除, R C S將加熱升溫、沸騰蒸發、壓力升高。若不及時採取補給水或恢復餘熱排出冷卻的措施, 堆芯最終將將失水裸露並損壞。這個發展過程一般為1 小時左右,但對某些R C S結構形狀, 在極端的...
- 堆芯中子注量率監測系統
堆芯中子注量率測量系統是核電站監測系統的一個重要組成部分。它主要測量反應堆堆芯的中子注量率分布，監測堆芯功率畸變，積累燃耗數據，對核電站的安全運行及經濟性起到重要作用。測量模式 用於反應堆的堆芯中子注量率測量的模式一般有...
- 反應堆結構及其部件
反應堆壓力容器又稱為壓力殼，是由兩個組件即容器本體以及用雙頭螺栓聯接的反應堆容器頂蓋組成。反應堆容器是由低合金鍛鋼單個環形鍛件焊接而成。這些無縱焊縫的單個鍛制部件，逐一用全焊透的環焊縫連成一體。堆容器包容堆內構件、堆芯...
- 壓水堆本體
堆內構件 主要由堆芯下部支承構件、堆芯上部支承構件和堆內測量裝置等組成。用以支承及固定燃料組件，形成冷卻劑通道，以導出堆內產生的熱量；形成控制棒驅動線並使之對中，保證控制棒能上下自由動作以及為設定堆內測量提供條件。堆內...
