CANDU重水堆燃料裝卸系統（CANDU HWR refueling system）是2020年全國科學技術名詞審定委員會公布的電力名詞。
CANDU重水堆燃料裝卸系統（CANDU HWR refueling system）是2020年全國科學技術名詞審定委員會公布的電力名詞。定義 重水核電廠進行新燃料接收、檢驗、貯存、轉運和不停堆換料,以及乏燃料轉運、貯存等操作所需的系統設施和裝備的組合;系統操作...
重水堆核電廠採用不停堆裝卸燃料，裝卸料機需在高溫高壓下與反應堆燃料通道相銜接，進行換料。整個燃料裝卸系統包括新燃料儲存和轉運、燃料更換以及乏燃料轉運和儲存。這個系統的運行主要由計算機遠距離自動控制。由於乏燃料包含的裂變產物具有...
[CANDU重水堆]主熱傳輸系統（[CANDU HWR] primary heat transport system）是2020年公布的電力名詞。定義 由兩條重水循環環路共用一台維持重水裝量和系統壓力的穩壓器構成。每條環路的主泵驅動重水流經燃料通道組件,導出堆芯釋熱後進入...
CANDU型重水堆安全性 CANDU型反應堆核電廠在工程上設定了兩個重複的、獨立的、不同的停堆系統,一個獨立的停堆冷卻系統,兩個獨立的位置分離的柴油發電機組和兩個控制室,因而可以在工程上防止重水堆核電廠的事故和確保核電廠的安全。
CANDU型重水堆燃料組件 CANDU型重水堆燃料組件是 CANDU型重水堆燃料組件
CANDU型重水堆燃料,它是由天然UO2陶瓷芯塊,Zr-4合金包殼管、端塞、隔離塊、支承墊和端板等部件組成的棒束。目錄 1 燃料元件基本結構 2 CANDU-6型燃料棒束設計參數 3 燃料元件的主要特點 ...
由於燃料棒束組件簡單短小，又加上反應堆堆芯是水平管道式的，這為不停堆雙向裝卸燃料創造了有利條件。重水堆燃料通道組件簡單短小的組件設計，意味著燃料製造廠投資小，燃料生產成本低，燃料和相關運行管理費用低。所有引進CANDU機組的國家...
CANDU重水堆功率運行時,將兩台專用裝卸料機與同一燃料通道兩端緊密相連;裝料機將料倉中的2個新組件全取出並推入通道,同時卸料機將2個乏組件卸進料倉;兩台料機的料倉各轉動1個倉位後重複裝卸操作共4次,完成通道的一次換料。出處 《...
以天然UO2為陶瓷燃料芯塊、鋯-4合金為包殼及結構材料組成重水堆用短棒束型燃料組件的加工過程。在近40年的發展過程中，其燃料棒和棒束的結構與製造工藝得到了不斷地改進和發展。圖示為經過改進完善並標準化了的CANDU6型重水堆燃料棒...
處於裝料位置的換料機內裝有新的燃料棒束,由逆冷卻劑流向推入,堆內相對應壓力管道內的乏燃料棒束即被推入另一端處於卸料位置的換料機內。整個操作由電子計算機來完成，可實現不停堆換料。控制 CANDU型重水堆的反應性控制是由下列裝置...
CANDU重水堆壓力管（pressure tube for CANDU HWR）是2020年全國科學技術名詞審定委員會公布的電力名詞。定義 作為反應堆一迴路熱傳輸系統承壓邊界的一部分,在排管容器排管內支承和定位燃料組件並形成重水冷卻劑流道的鋯-2.5鈮合金圓管,...
長期從事核材料技術的開發與研究，在金屬型核燃料元件、研究堆核燃料元件、靶件和鈾材料等方面做出了貢獻。目錄 第1章概述 1.1重水堆核電站發展過程 1.2CANDU重水堆及其燃料元件 1.2.1CANDU重水堆 1.2.2CANDU堆燃料元件 1.3CANDU...
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...
中文名稱 低壓安全注射系統 英文名稱 low pressure safety injection system 定義 安全注射系統中利用低壓注射泵(通常也用作餘熱排出泵)將含硼水注入反應堆和進行地坑水再循環的子系統。 套用學科 電力(一級學科),核電(二級學科) ...
(3)培訓與授權原則:實行系統化培訓方法,只有經過培訓和授權才能上崗。(4)工程技術保證原則:核電廠應有強有力的工程技術支持,對設備壽期、堆芯燃料、迴路水質等進行管理,工程服務部門還要向核電廠提供專項試驗和核電廠修改方面的支持。(...
首次裝料編輯 討論 上傳視頻 本詞條缺少信息欄、概述圖,補充相關內容使詞條更完整,還能快速升級,趕緊來編輯吧!中文名稱 首次裝料 英文名稱 first loading 定義 第一次將核燃料裝入反應堆的操作過程。因為是引入正反應性,必須有計數...
高放廢物主要是乏燃料後處理產生的高放廢液及其固化體、準備直接處置(一次通過式)的乏燃料及相應放射性水平的其他廢物。國際原子能機構按處置要求的分類標準把釋熱率大於2千瓦/米^3,長壽命核素比活度大於短壽命低中放廢物上限值的廢物稱...
比燒油鍋爐的燃料費低得更多。有些國家已經開始發展核供熱堆。已運行的核電站中,有十餘座實行抽汽供熱。性質:核供熱堆是一種以輸出顯熱為主的核能系統。可用於城鎮居民供暖和綜合利用。作為核電的補充,它的推廣套用有助於改善能源...
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...
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 ▪...
中文名稱 中間冷卻迴路 英文名稱 intermediate cooling circuit 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...
