熱停堆（hot shut-down）是1996年公布的航海科學技術名詞。
基本介紹
- 中文名：熱停堆
- 外文名：hot shut-down
- 所屬學科：航海科學技術
- 公布時間：1996年
公布時間,出處,
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。
熱停堆
相關詞條
- 熱停堆
熱停堆 熱停堆（hot shut-down）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。
- 熱態停堆
熱態停堆 熱態停堆是2020年公布的電力名詞。定義 反應堆維持在次臨界狀態;一迴路維持在熱態零功率的壓力和溫度;二迴路維持在熱備用工況,隨時準備功率運行的短期暫時性停堆。出處 《電力名詞》(第三版)。
- 核電廠停堆
熱停堆是短期停堆，手動將功率補償棒組和溫度控制棒組插入堆芯使反應堆次臨界，停堆棒組保持在堆芯頂。這時，冷卻劑系統保持或接近熱態零功率時的運行溫度和壓力。一迴路溫度通過控制蒸汽向大氣或凝汽器的排放來維持，其能量來自堆芯...
- 反應堆熱態啟動
一般指在滿功率運行達到平衡氙毒後熱停堆不久的啟動。停堆後，裂變產物中的主要毒物Xe的變化分為三個階段。第一階段，由於Xe的消失速度減慢，氙毒逐漸增加，反應性損失增大，稱為積毒階段。第二階段約在停堆後11h，氙毒達到最大值...
- 停堆後反應堆功率
它由兩部分組成，一是剩餘裂變發熱，另一部分是衰變熱。衰變熱又由兩部分組成，包括裂變產物和中子俘獲反應產物的放射性衰變熱。停堆後反應堆內相應於剩餘釋熱的功率稱為剩餘功率。停堆後，剩餘中子繼續引起裂變，從而導致反應堆繼續發熱...
- 標準停堆模式
標準停堆模式（standardized shutdown mode）是2020年公布的電力名詞。定義 反應堆處於次臨界、停堆深度滿足安全要求,並且可以較長時間停留在該狀態的一種安全運行模式。根據一迴路溫度、壓力等參數可分成熱停堆、中間停堆(停堆餘熱導出...
- 核電廠正常起動與停運
正常停運 核電廠正常停運是指從電網解列到把反應堆降到次臨界狀態，根據停堆目的把反應堆維持在熱停堆或退到冷停堆。熱停堆 熱停堆是短期停堆，手動將功率補償棒組和溫度控制棒組插入堆芯使反應堆次臨界，停堆棒組保持在堆芯頂。...
- 扎波羅熱核電站
當地時間2023年10月4日，扎波羅熱核電站4號機組從“冷停堆”狀態轉為“熱停堆”狀態。國際原子能機構稱，6號機組正從 “熱停堆”狀態轉入“冷停堆”狀態。扎波羅熱核電站11月22日表示，該核電站冷卻迴路中檢測到了硼元素，為了查明...
- 核電廠運行狀態
功率運行模式 反應堆處於臨界狀態，機組以額定功率或低功率併網運行。 標準停堆狀態模式 反應堆處於次臨界、停堆深度滿足安全要求，並且可以較長時間停留在該狀態的一種安全運行模式。它包括熱停堆、中間停堆(停堆餘熱導出系統投運)和正常...
- 二迴路輔助系統
該系統還有一些輔助功能，在一些工況下代替主給水系統向蒸汽發生器供水，如：（1）蒸汽發生器投入前的充水；（2）機組啟動（停堆冷卻系統退出至熱備用階段）；（3）機組停堆後的熱停堆；（4）從熱停堆至停堆冷卻系統投運前冷卻階段...
- 首次臨界試驗
剛裝（換）好燃料的堆芯第一次進行由熱停堆過渡到臨界的物 理試驗。選用適當方法使堆芯中子計數率由中子源水平逐漸増 多，並從幾個位置分別測量中子計數率變化，根據臨界理論分析確 定接近臨界的程度；經多次逐步逼近，最終達到臨界。
- 蒸汽排放控制
隨後，控制棒系統，包括反應堆功率調節系統和自動降功率系統，把反應堆的功率降低到一個新的平衡值，而不引起出現超溫度或超壓力的事故停堆。本系統也可用於在熱停堆和冷停堆過程中排出反應堆的餘熱，進行核電廠冷卻，以及在反應堆起動...
- 主蒸汽排放控制系統
隨後，控制棒系統，包括反應堆功率調節系統和自動降功率系統，把反應堆的功率降低到一個新的平衡值，而不引起出現超溫度或超壓力的事故停堆。本系統也可用於在熱停堆和冷停堆過程中排出反應堆的餘熱，進行核電廠冷卻，以及在反應堆起動...
- 高溫氣冷堆核電廠
反應堆堆芯內裝有約360000個燃料元件球，燃料元件在堆內平均經過15次循環，在堆內平均停留時間為1000天。反應堆設有兩套控制和停堆系統，均設定在側向反射層內。第一套控制棒系統用於功率調節和反應堆熱停堆；第二套是小球停堆系統，...
- 燃料再分布效應
當反應堆從熱態滿功率到熱停堆，因為中子通量密度峰從堆芯底部的低密度燃料向堆芯頂部的高密度燃料偏移，由此向堆芯引入了正反應性。燃料的反應性價值正比於相對中子通量密度的平方，密度高的燃料內相對中子通量密度升高，將引入額外的正...
- 壓水堆控制
隨後，控制棒系統，包括反應堆功率調節系統和自動降功率系統，把反應堆的功率降低到一個新的平衡值，而不引起出現超溫度或超壓力的事故停堆。本系統也可用於在熱停堆和冷停堆過程中排出反應堆的餘熱，進行核電廠冷卻，以及在反應堆起動...
- 壓水堆核電廠虛擬仿真技術與實驗
3.1.3 將反應堆冷卻劑系統升溫到177℃ 40 3.1.4穩壓器中形成汽腔 41 3.2 RRA隔離至熱停堆狀態 41 3.2.1 RRA隔離 41 3.2.2繼續對RCP升溫加壓至熱停堆狀態 42 3.3 反應堆趨近臨界和熱備用 42 3.3.1 反應堆處於臨界...
- 落棒法
(2)用以實現提高或降低反應堆功率，或者移動控制棒實現快速的負荷跟蹤，使核電廠具有變工況運行能力；(3)在各種運行工況下，用控制棒實現快速或緊急停堆，並保持一定的熱停堆反應性裕度；(4)補償變工況時的瞬態氙效應所引起的反應性...
- 異常瞬態運行導則
③手動下插控制棒，恢復平衡溫度條件 ④檢查化學與容積控制系統、安全注射系統是否正常；⑤如果控制棒轉向手動仍然無效，則立即手動停堆；（3）後續動作 ①手動維持核電廠功率；②若緊急停堆則將電廠運行在熱停堆模式上。
- 碳化硼控制棒
(3)在各種運行工況下,用控制棒實現快速或緊急停堆,並保持一定的熱停堆反應性裕度; (4)補償變工況時的瞬態氙效應所引起的反應性變化,以及藉助於控制棒移動來抑制氙振盪。因此壓水堆內控制棒是按不同功能進行分組,一般分為停堆控制棒...
- “二代加”核電站常規島主管道
⑤ 啟動給水泵系統（APD），是僅在機組啟動和反應堆冷卻系統加熱、熱停堆或使反應堆冷卻劑系統冷卻至堆芯餘熱排出系統可以投入運行的程度時投運的系統。管道材質 主要管道材料為WB36CN1（由WB36S1衍生並增加了控鉻要求的國產化管道材料，...
- 堆芯剩餘釋熱
裂變產物衰變熱公式中常數 A 、a 的值 相對裂變產物衰變功率隨停堆後時間的變化 (停堆前反應堆在P(0)功率下運行了無限長時間)對於輕水反應堆，中子俘獲反應產物的衰變功率可以用公式P(t)/P(0)=1.63×10×exp(-4.91×10t)+...
- 大亞灣核電站事故規程解讀
10.2.1反應堆處於換料或維修冷停堆工況 10.2.2反應堆處於正常冷停堆、中間停堆、熱停堆、熱備用或功率運行工況 10.3操作說明 10.3.1反應堆處於換料或維修冷停堆工況 10.3.2反應堆處於正常冷停堆、中間停堆、熱停堆、熱備用...
- 控制棒與控制棒組件
(2)用以實現提高或降低反應堆功率，或者移動控制棒實現快速的負荷跟蹤，使核電廠具有變工況運行能力；(3)在各種運行工況下，用控制棒實現快速或緊急停堆，並保持一定的熱停堆反應性裕度；(4)補償變工況時的瞬態氙效應所引起的反應性...
