《空間熱離子反應堆核動力裝置核設計準則》是2013年1月4日發布的一項行業標準。
基本介紹
- 中文名:空間熱離子反應堆核動力裝置核設計準則
- 標準號:EJ/T 20034-2012
- 技術歸口:核工業標準化研究所
- 發布日期:2013-01-04
- 批准發布部門:國家國防科技工業局
- 實施日期:2013-05-01
《空間熱離子反應堆核動力裝置核設計準則》是2013年1月4日發布的一項行業標準。
空間熱離子反應堆核動力裝置核設計準則 《空間熱離子反應堆核動力裝置核設計準則》是2013年1月4日發布的一項行業標準。起草單位 中國原子能科學研究院。起草人 孫征、趙守智等。
空間熱離子反應堆核動力裝置鈹反射層設計準則 《空間熱離子反應堆核動力裝置鈹反射層設計準則》是2013年5月1日實施的一項行業標準。起草單位 中國原子能科學研究院。起草人 姚成志、馮嘉 敏。
空間熱離子反應堆核動力裝置熱工流體力學設計準則 《空間熱離子反應堆核動力裝置熱工流體力學設計準則》是2013年1月4日發布的一項行業標準。起草單位 中國原子能科學研究院。起草人 郭春秋、趙守智等。
中文名稱 反應堆核設計 英文名稱 reactor nuclear design 定義 反應堆堆芯物理設計和反應堆輻射禁止設計的統稱。前者包括確定堆芯臨界條件和功率分布、反應性分析、燃耗分析和燃料管理;後者包括確定反應堆禁止要求、選取禁止材料和布置方案...
核電廠容量因子是指核電廠的實際發電量與額定最大可發電量的比率,是一個無單位的比率因數。中文名 [核電廠]容量因子 外文名 Plant Capacity Factor 類型 比率 設計值 70-90%之間, 屬性 概念定義 通常核電廠的容量因子設計值是...
[核電廠主控室]人因工程 外文名 humanfactorengineering[ofnuclearpowerplantmaincontrolroom 定義 研究核電廠中人機關係 類型 名詞中文名稱:[核電廠主控室]人因工程;英文名稱:humanfactorengineering[ofnuclearpowerplantmaincontrolroom];...
基於長期(二三十年內)的能源及電力供求平衡的預測及可用以滿足電力需求增長的不同方式的相對比較所制訂的、主要是由一系列相繼實施的核電廠工程項目的計畫所組成的發展核電的長遠規劃。發展核能必須有一個長遠規劃,主要是由於以下兩個因素...
空間熱離子反應堆核動力裝置熱離子燃料元件設計準則 《空間熱離子反應堆核動力裝置熱離子燃料元件設計準則》是2016年3月1日實施的一項行業標準。備案信息 備案號:53341-2016 備案公告: 2016年第3號(總第195號)
核電廠]負荷因子 外文名 loadfactorofnuclearpowerplant 詞性 名詞 定義 電站某個機組實際發電量占最大發電量的比率 [核電廠]負荷因子是指電站某個機組實際發電量占最大發電量的比率。通俗講就是實際功率與設計功率的比值。通常像核...
定義 研究核電廠系統內水或重水的水質以及相關的材料腐蝕、水的輻射化學和水的放射化學等問題的一門綜合性學科。 套用學科 電力(一級學科),核電(二級學科) 以上內容由全國科學技術名詞審定委員會審定公布核電 ▪...
用於禁止反應堆以中子和γ射線為主的核輻射的結構材料。其主要要求是:密度大,氫元素含量高,足夠的力學強度、機械穩定性、熱穩定性和化學穩定性,價格低廉,容易加工和建造等。 套用學科 電力(一級學科),核電(二級學科) 以上內容由全國...
中文名稱 設計基準事故 英文名稱 design basis accident 定義 根據確定的設計準則,在設計中採取了針對性措施的一組有代表性的事故,並且該類事故中燃料的損壞和放射性物質的釋放保持在管理限值以內。 套用學科 電力(一級學科),核電(...
有一時期,在中子數據不齊全、電子計算機性能也不夠好的條件下常用零功率堆模擬研究新型堆的物理性能,以所得的資料,作為新堆的設計基礎。隨著堆技術的進展,這種堆大部分已停止使用,只有少數研究先進堆型的堆還在運行。
(核電廠)在系統設計階段應採取各種措施(比如設備的地理位置分隔或實體分隔,電源和供電的獨立性),以保證在喪失廠外電源的同時又發生下述故障之一時,能實施安全停堆及專設安全設施的功能:1、短期內發生的單一能動故障...
停堆深度指當全部控制毒物都投入堆芯時,反應堆所達到的負反應性。中文名 停堆深度 外文名 The depth of the shutdown 定義 堆次臨界的反應性總量 狀態 次臨界 名詞解釋當全部控制毒物都投入堆芯時,反應堆所達到的負反應性。
▪ n,p反應 ▪ 活化產物 ▪ 反應堆物理 ▪ [核裂變]反應堆 ▪ 反應堆分類 ▪ 裂變中子 ▪ 瞬發中子 ▪ 緩發中子 ▪ 緩發中子份額 ▪ 鏈式反應 ▪ 可裂變核素 ▪ 易裂變核素 ▪ 可轉換核素 ▪ 中...
其它名稱 釷基核燃料循環 定義 由核純ThO2燃料組件置於反應堆內 中文名稱:釷鈾燃料循環;英文名稱:thorium-uraniumfuelcycle;其它名稱:釷基核燃料循環;定義1:由核純ThO2製成燃料組件置於反應堆內,232Th核電 ▪...
根據中子守恆原則,即在一定體積內中子密度隨時間的變化率為其產生率與消失率之差,導出的精確表示中子的空間、能量和運動方向分布隨時間變化的線性微分-積分方程。因難求其解析解,常用中子擴散方程或離散縱標法來近似求解。 套用學科 電力...
堆內構件設計要滿足堆芯核設計、熱工水力、力學性能和變形等準則的要求。按反應堆設計參數確定堆芯幾何形狀,實現燃料組件及其相關組件的合理布置,使占總流量90%以上的冷卻劑進入堆芯,並在堆芯中具有合理的流量分布,避免滯流區和產生強烈...
③化學熱管遠程核供熱系統。是正在研究的先進技術。它利用高溫氣冷堆產生的900°C左右的高溫熱源,進行可逆反應,並在常溫下通過管道送到用戶,在再生(甲烷化)裝置中產生逆反應放出化學熱,供用戶套用。這種方法可將核熱送到遠處供大片地區...
核電廠和後處理廠儲存乏燃料組件的專用設施。由不鏽鋼覆面的乏燃料卸料池和儲存池、池水淨化和冷卻系統、池水監漏系統、吊運裝置及乏燃料儲存格架等組成。重水堆乏燃料組件最後放入乾式空冷儲存倉。 套用學科 電力(一級學科),核電(二...
定義 快中子堆核電廠中為將具有放射性的一迴路鈉與給水-蒸汽迴路隔開、又將一迴路的熱量傳給給水-蒸汽迴路而設定的非放射性鈉循環系統。 套用學科 電力(一級學科),核電(二級學科) 以上內容由全國科學技術名詞審定委員會審定公布核電...
系統或部件發生故障時,核設施能在無需任何觸發動作的條件下進入有利於安全的狀態的設計原則。在設計核設施的安全重要系統和部件時應儘可能貫徹這個原則。 套用學科 電力(一級學科),核電(二級學科) 以上內容由全國科學技術名詞審定委員會...