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,以實現核能利用的裝置。核反應堆通過合理布置核燃料,使得在無需補加中子源的條件下能在其中發生自持鏈式核裂變過程。
基本介紹
- 中文名:核反應堆餘熱
- 別名:原子能反應堆、反應堆
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,以實現核能利用的裝置。核反應堆通過合理布置核燃料,使得在無需補加中子源的條件下能在其中發生自持鏈式核裂變過程。
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,以實現核能利用的裝置。核反應堆通過合理布置核燃料,使得在無需補加中子源的條...
(概述圖為《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》摘要附圖)專利背景 在核電站的反應堆運行過程中,如果核反應中止,核燃料會繼續產生餘熱,仍然需要電源或者其他動力維持一迴路和二迴路的水循環,將堆芯的餘熱導出,...
的餘熱又可以供氨蒸汽循環使用。採用這種雙重循環發電,熱能利用率可達50%。也可利用氦汽輪機餘熱供熱,使之成為核熱電站。由於高溫氣冷堆逸出的放射性甚微,用來自反應堆堆芯的高溫氦氣直接推動氦汽輪機時,不會像沸水堆核電站直接循環...
餘熱載出非能動安全特性 模組式高溫氣冷堆堆芯的熱工設計時考慮了在事故工況下堆芯的冷卻不需要專設的餘熱冷卻系統,堆芯的衰變熱可籍助於導熱、對流和輻射等非能動機制傳到反應堆壓力容器外的堆腔表面冷卻器,再通過自然循環,由空氣...
特點 ①具有高度的固有安全性:由於堆芯功率密度低,熱容量大,並具有負反應性溫度係數,因此即使在反應堆冷卻劑失流事故的情況下,堆芯餘熱也可依靠自然對流、熱傳導和輻射傳出。同時冷卻劑氦氣是惰性氣體,與結構材料相容性好,氦氣...
與堆芯冷卻相關的系統 (1)主迴路一般與池水有一定的混流(這部分流量約占主迴路總流量的1%~10%);(2)應急堆芯冷卻系統或以池水作應急熱阱或以大氣作應急熱阱,均設定自然循環瓣閥作為餘熱排出的通道;(3)主迴路淨化系統可...
核動力反應堆 核動力反應堆,以生產動力為目的的核反應堆。通過原子核裂變的鏈式反應獲得能量。
核電站的缺點 核電站也存在一些明顯的缺點:(1)核電廠會產生高低階放射性廢料,或者是使用過的核燃料,雖然所占體積不大,但因其具有放射性,必須慎重處理;(2)核電廠熱效率較低,因而比一般的化石燃料電廠排放出更多的廢熱,故核...
核動力裝置的系統和設備是指使核反應堆產生動力的系統和設備,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系統和設備等。以下以壓水堆核電廠為例進行介紹。反應堆冷卻劑系統和設備:壓水堆冷卻...
核反應堆的一個特點是在停堆後仍需要對堆芯進行冷卻,因為核燃料有自衰變餘熱,雖然比人控裂變產生的熱量小的多,但是如果長時間得不到冷卻,也會使得堆芯達到上千度的溫度,導致核燃料棒融化,然後是燒穿外層保護的鋼殼、混凝土結構...
此時,投入停堆餘熱導出系統,用該系統繼續降溫,同時淹滅穩壓器汽腔,直到溫度低於90℃達到冷停堆狀態。冷啟動 冷態起動反應堆在停堆換料或維修之後,其內充滿濃度約為2100μg/g的含硼冷卻水,所有控制棒組都在最低位置,冷卻劑溫度...
核反應堆的一種,與傳統核反應堆相比,更加安全,效率更高。定義 模組式高溫氣冷堆以小型化和具有固有安全特性為其特徵,在技術上保證在任何事故情況下能夠安全停堆,即使在冷卻劑流失的情況下,堆芯餘熱也可依靠自然對流、熱傳導和輻射...