[4] 背景技术在水冷型核反应堆中,有可能因向核反应堆压力容器内的供水的停止、 连接在核反应堆压力容器的配管的断裂而引起冷却水的丧失、核反应堆水位降低而堆芯露出,使冷却变得不充分。设想这样的情况,通过水位下降的信号自动地将核反应堆紧急停止,或通过紧急用堆芯冷却装置(ECCS)的冷却材料的注入而使堆芯浸水并冷却,将堆芯熔融事故防止于未然。...
机组首次临界后将进行零功率物理试验,验证堆芯性能、核仪表监测系统设备的可用性及堆芯装载的正确性,从而确保机组能够提升到功率运行状态。 ...
核电站和原子弹是核裂变能的两大应用,两者机制上的差异主要在于链式反应速度是否受到控制。核电站的关键设备是核反应堆,它相当于火电站的锅炉,受控的链式反应就在这里进行。核反应堆有多种类型,按引起裂变的中子能量可分为:热中子堆和快中子堆。热中子的能量在0.1eV(电子伏特)左右,快中子能量平均在2eV左右。运行的是热中子堆,其中需要有慢化剂,通过它的原子与中子碰撞,将快中子慢化为热中子。...
并由于重水慢化中子的能力不如轻水,使得同功率的重水堆都要比轻水堆的块儿头更大些。 与重水堆相对的,在使用轻水作为慢化剂兼冷却剂的轻水堆中,维持链式反应的中子常常会被轻水吞噬而损失掉,因此轻水堆一般都用加浓铀作为核燃料。但轻水的中子慢化性能较好、容易获得且廉价,且密度高、黏性小、热工性能良好。而根据运行过程中反应堆内的轻水是否总是保持液态,还可分为压水堆(PWR)与沸水堆(BWR)。 ...
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