非能動安全系統指不依賴外來的觸發和動力源，而靠自然對流、重力、蓄壓勢等自然本性來實現安全功能的系統。
| 中文名稱 | 非能動安全系統 |
| 英文名稱 | passive safety system |
| 定 義 | 不依賴外來的觸發和動力源，而靠自然對流、重力、蓄壓勢等自然本性來實現安全功能的系統。 |
| 套用學科 | 電力（一級學科），核電（二級學科） |
- 英文名稱：passive safety system
- 套用學科
- 電力（一級學科），核電（二級學科）
非能動安全系統指不依賴外來的觸發和動力源，而靠自然對流、重力、蓄壓勢等自然本性來實現安全功能的系統。
| 中文名稱 | 非能動安全系統 |
| 英文名稱 | passive safety system |
| 定 義 | 不依賴外來的觸發和動力源，而靠自然對流、重力、蓄壓勢等自然本性來實現安全功能的系統。 |
| 套用學科 | 電力（一級學科），核電（二級學科） |
非能動安全系統指不依賴外來的觸發和動力源,而靠自然對流、重力、蓄壓勢等自然本性來實現安全功能的系統。...
AP1000非能動安全殼冷卻系統與傳統壓水堆的安全殼噴淋系統的主要功能相同,其作用是發生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故發生在安全殼內時,排出安全殼內的熱量。 非能動...
核電術語,非能動部件:毋需依賴外部輸入而執行功能的部件。非能動部件內一般沒有活動的組成部分,其功能的執行系在感受到某種參數,如壓力、溫度、流量的變化後完成...
為了保證核燃料在任何情況下都能得到冷卻而免於燒毀熔化,核電廠設定有多項專設安全設施,如應急堆芯冷卻系統和餘熱排出系統,以確保堆芯的冷卻。核電廠除了正常供電...
非能動安全先進壓水堆核電技術是由林誠格編寫的,原子能出版社在2010-05-01出版的圖書。...
核反應堆安全系統,是指當核反應堆出現異常工況時,不依靠人為操作或外部設備的強制性干預,只是由堆的自然安全性和非能動的安全性,控制反應性或移出堆熱量,使反應...
《核反應堆安全傳熱》系統全面地介紹了核反應堆安全傳熱的專業知識,書中內容涵蓋了有關反應堆瞬態運行及事故過程的堆芯傳熱,介紹了嚴重事故發生後燃料及其冷卻劑的...
7.3安全殼包容系統7.3.1安全殼的類型7.3.2安全殼隔離系統7.4安全殼噴淋系統7.5可燃氣體控制系統7.6輔助給水系統7.7非能動安全系統...
單一故障準則在具體設計中的套用,各國有所不同,差異主要在能動故障與非能動故障的劃分方面。反應堆安全一般問題冗餘性準則 對執行某一安全功能的系統,設定重複的...
美國核電用戶要求檔案(URD)和歐洲核電用戶要求檔案(EUR)提出了下一代核電站的安全和設計技術要求,它包括了改革型的能動(安全系統)核電站和先進型的非能動(安全...
第三代核技術即西屋公司第三代非能動先進壓水堆AP1000與歐洲先進壓水堆EPR。第三代核技術因採用“非能動”安全系統,就是在反應堆上方頂著多個千噸級水箱,一旦...
西屋先進的非能動壓水堆核電站,是在AP600基礎上開發的。 是在成熟的壓水堆核電站技術的基礎上,在安全系統上最大程度地採用了非能動的自然力(壓縮空氣、重力流...
美國西屋公司在已開發的非能動先進壓水堆AP600的基礎上開發了AP1000。AP1000是Advanced Passive PWR的簡稱,1000為其功率水平(百萬千瓦級),該堆型為西屋公司設計的...
華龍一號以“177組燃料組件堆芯”、“多重冗餘的安全系統”和“能動與非能動相結合的安全措施”為主要技術特徵,採用世界最高安全要求和最新技術標準,滿足國際原子...
(1)餘熱排出系統:在反應堆冷卻劑系統中,引入一個非能動熱交換器(見圖3),在冷卻劑泵失效時,水流自然循環到該熱交換器,後者將熱量帶到安全殼內的換料水箱,傳熱...
第五章 AP1000的專設安全系統第一節 非能動專設安全系統的設計原則和特點一、非能動專設安全系統的功能和設計理念二、專設安全系統的設計原則和方法...
AP1000核電技術, AP1000是一種先進的非能動型壓水堆核電技術,用鈾製成的核燃料在“反應堆”的設備內發生裂變而產生大量熱能,再用處於高壓下的水把熱能帶出,在...
國際原子能機構(IAEA)將發電功率大於600兆瓦的壓水堆定義為大型壓水堆,將發電...減少人為失誤等方面根本改善運行條件;AP1000則以全非能動安全系統、簡化設計和...