堆芯高度是裝入堆芯的燃料組件的活性段高度，亦即燃料棒內芯塊的壘高。
| 中文名稱 | 堆芯高度 |
| 英文名稱 | core height |
| 定 義 | 裝入堆芯的燃料組件的活性段高度，亦即燃料棒內芯塊的壘高。 |
| 套用學科 | 電力（一級學科），核電（二級學科） |
基本介紹
- 中文名：堆芯高度
- 定義：裝入堆芯的燃料組件的活性段高度
堆芯高度是裝入堆芯的燃料組件的活性段高度，亦即燃料棒內芯塊的壘高。
| 中文名稱 | 堆芯高度 |
| 英文名稱 | core height |
| 定 義 | 裝入堆芯的燃料組件的活性段高度，亦即燃料棒內芯塊的壘高。 |
| 套用學科 | 電力（一級學科），核電（二級學科） |
堆芯高度是裝入堆芯的燃料組件的活性段高度，亦即燃料棒內芯塊的壘高。...
反應堆堆芯是由陶瓷堆內構件砌體構成的環形腔室。環形球床堆芯腔的等效高度11.60m，保證堆芯等效高度11.00m，外直徑4.00m.內直徑2.20m，平衡態堆芯內裝燃料元件球520000個，中心為直徑2.20m的石墨柱區。採用環形球床堆芯目的是為了降低事故工況下燃料元件的最高溫度，以提高反應堆的熱功率。燃料元件球直徑為...
反應堆正常運行期間，指套管固定在它們的導向管里，導向管焊接在壓力容器底封頭貫穿件上，並貫穿二次澆灌混凝土生物禁止構築物，延伸到堆芯儀表間裡的密封段。換料期間，指套管從給定的堆芯高度抽出到堆芯底部，以避免干擾燃料組件吊裝。系統的電氣設備由機電控制系統、分配櫃和讀出控制櫃組成。機電控制系統用於把中子...
小球柱的高度與堆芯高度相同，其活化強度與軸向中子注量率分布成比例。測量時，每4到8個小球柱為一組，每個小球柱又按順序分成30個小段，每段測量時間為1s。圖3是一組氣動球測量系統的示意圖。堆芯內設有24個氣動球測量管道，分布在堆芯不同方位、不同半徑處。每4個氣動球測量管道組裝在一個機械構件上，並通過一個出口穿過壓力容器頂蓋。用
採用電渣重熔法製造重量為25噸以上的百萬千瓦級核電堆芯構件用奧氏體不鏽鋼鋼錠的具體步驟如下：1、電渣重熔準備 1.1、採用單相雙極串聯電渣重熔爐或三相雙極串聯電渣重熔爐。1.2、採用銅壁水冷結晶器和水冷底板，結晶器規格為Φ1760/Φ1720×3700，即上底直徑為1760毫米，下底直徑為1720毫米，高度為3700毫米。...
堆芯功率分布是表征核反應堆運行狀態的關鍵參數，直接影響核電站的安全性能與運行最佳化。該參數的精準測量技術曾面臨軸向功率畸變檢測困難、橫向流影響導致計算誤差等瓶頸問題。2024年公布的中國專利金獎項目提出三維線上測量方法，通過理論計算與修正相結合的創新算法，在不改造硬體設施的條件下將測量精度提升至新高度，已在...
所述非能動堆腔注水系統包括設定在高於反應堆堆芯1位置的非能動堆腔注水箱15、一端與非能動堆腔注水箱15連線另一端連線到反應堆堆腔6底部的第二非能動管路16；所述第二非能動管路16為兩組先並聯後自上而下串聯的管路，靠上的一組並聯管路一端分別連線在所述非能動堆腔注水箱15的不同垂直高度位置上...
PBMR採用非能動安全設計，事故工況下通過高溫自冷卻能力維持安全，堆芯熔化機率降至10-7次/年。模組化設計包含環形堆芯結構（直徑4.15米、高度8.13米），燃料循環採用連續裝卸料機制。德國於20世紀60年代後期至80年代完成技術驗證，南非1993年依託德國HTR-Module技術啟動PBMR項目，2010年停止開發後技術被中國HTR-PM...
TZM合金控制棒保障高溫工況下的結構完整性（耐受溫度>1000℃）支撐柵格採用碳化矽陶瓷基複合材料，具有中子透明特性 技術規範 柵格設計需符合如下參數要求：燃料組件陣列直徑與堆芯高度比保持在1:3.8至1:4.2區間 慢化劑通道寬度按中子能譜需求動態調整（調節範圍2-6cm）陣列定位基準平面平面度公差≤0.05mm ...
堆芯高度1.68m，直徑0.6m。迴路中有反應堆壓力容器、冷卻劑循環水泵、冷段和熱段冷卻劑管道、蒸汽發生器等主要模擬設備，分完整環路和破裂環路兩部分。圖是LOFA實驗迴路的布置簡圖。德國、日本、法國等國也有規模相當大的類似實驗設施。(3)堆芯再淹沒過程中液滴的夾帶和去夾帶過程的整體效應實驗：這方面最典型的...
堆芯包容環段 在反應堆容器接管段下面，堆芯高度的圓筒形部分是由兩段對接焊接的筒體構成，因科鎳制的導向鍵焊在堆芯包容環段的下部，用來給堆內構件導向並限制位移。過渡段 過渡段把半球形的下封頭和容器和筒體段聯接起來。下封頭 由熱軋鋼板鍛壓成半球形封頭。下封頭上裝有50根因科鎳導向套管，為堆內中子通量...
具體地，所述第一高度為距離堆芯頂部8.7米處。相應地，該發明還提供了一種壓水堆核電站的燃料組件卸載方法，包括：（1）控制系統驅動換料機的大車和小車同時運行至目標位置正上方；（2）所述控制系統驅動所述換料機的主提升上升至第一高度；（3）所述控制系統驅動所述大車和小車同時運行至目標預定的全偏置位置...
冷堆系統 超高溫氣冷堆（very high temperature reactor, VHTR）系統是一次通過式鈾燃料循環的石墨慢化氦冷堆。該反應堆堆芯可以是稜柱塊狀堆芯（如日本的高溫工程試驗反應器HTTR），也可以是球床堆芯（如中國的高溫氣冷試驗堆HTR-10）。VHTR（超高溫氣冷堆）系統提供熱量，堆芯出口溫度為1000℃，可為石油化工或...
K-15壓水堆是一體化自然循環壓水堆，把反應堆的堆芯、蒸汽發生器、穩壓器及主循環泵以都集成在反應堆的壓力容器之內。同時由於反應堆一迴路都集成在壓力容器之內， K-15反應堆的高度和直徑只有10米和4米，K15反應堆的體積比傳統的分散型壓水堆的設計要小得多。因為採用了一體化設計，K15反應堆的一迴路設備都...
再分布效應是考慮了反應堆內與軸向通量密度分布、燃耗和慢化劑溫度係數的不均勻聯繫在一起的反應性效應。BOL（堆芯壽期初）的慢化劑虧損和再分布 當反應堆功率變化時，有幾個因素使軸向中子通量密度分布發生偏移。在BOL時，主要因素是慢化劑水密度隨堆芯高度而減小，再分布效應增加了功率虧損，在壽期初最壞情況的再...
這些設施的作用是在核電 廠發生事故時 ，向堆芯注入應急冷卻水， 防止堆芯熔化 ； 對安全殼氣空間冷卻降壓， 防止 放射性物質向大氣釋放；限制安全殼內氫氣濃集；向蒸汽發生器應急供水。為使專設安全設施發揮其功能，設計中應遵循下述原則。（1）設備高度可靠。 即使在發生假想的最嚴重地震事故（安全停堆地震）的...
脈衝棒驅動機構採用機電和氣力聯合驅動,即由步進電機通過滾珠絲槓副帶動滾珠螺母移動，再通過傳動管、連線頭帶動氣缸上下移動，實現脈衝棒的升降；當需要發射脈衝時，打開電磁閥，向衝擊氣缸通入壓縮空氣，使活塞在氣缸內高速向上運動，活塞聯桿把脈衝棒迅速帶離堆芯，實現脈衝發射。調節氣缸初始所在高度的位置，便可發射...
正因為這個潛在的軍事用途，美國竭力反對別國發展快堆，日本發展快堆引起周邊國家的高度警惕也源於此。電廠概述 快中子堆內不僅沒有慢化劑，連冷卻劑也不能用慢化能力強的水和重水。幾十年來，曾研究過許多種冷卻劑，如氦氣、四氧化二氮、汞、鈉、鈉鉀合金、鉛以及鉛鉍合金等，但最終各國快堆都選擇鈉作為冷卻劑。...
1.反應堆壓力殼 2.蒸汽發生器 3.主泵 4.穩壓器 由燃料組件構成的反應堆堆芯放置在一個特製的圓柱體鋼質壓力容器(反應堆壓力殼)內。壓力殼的高度約12米、內徑約4米、壁厚達20厘米、約重314噸。一個900兆瓦的反應堆主冷卻劑系統是由壓力殼及三個相同的環路相連組成，即一迴路。每一環路設有一台主泵、一...
明確了堆芯不同高度球床與豎縫間的橫向流動方向與流量大小，堆芯上部由窄縫流向球床，下部由球床流向堆芯，堆芯上部的結構對堆芯主要部分的旁流影響很小，旁流比例主要受豎縫尺寸大小影響，當豎縫尺寸在堆芯高度一致為1.6mm時，堆芯底部的旁流比例約為2%，隨著豎縫尺寸的增大，旁流比例增高；針對高溫氣冷堆...
這促使國際核工業界高度重視，加強對腐蝕問題的研究，在工業套用上積極檢測碳鋼管在高溫水中的腐蝕狀況並及時更換腐蝕嚴重的構件，儘可能使用含Cr量較高的抗流動腐蝕較強的鋼管。發展趨勢 壓水堆核電廠因其功率密度高、結構緊湊、安全易控、技術成熟、造價和發電成本相對較低等特點，成為國際上最廣泛採用的商用核電堆...
由於不能通過繼續改進AP600設計達到新的目標，西屋公司決定提高電功率至百萬千瓦級來提高非能動先進壓水堆的市場競爭能力。AP1000堆芯採用成熟的、經工程驗證的西屋公司加長堆芯設計（M314型），活性段高度14英尺，首爐裝料157個17×17 Performance+高性能燃料組件。壓力容器內徑3.98m，環鍛結構；經驗證的堆芯圍筒...
堆芯中子注量率展平控制 根據布置在活性區每個分區內的釩自給能堆芯注量率探測器信號或每個堆芯分區內的燃料管道冷卻劑出口的平均溫度，分別調整相應分區內的用以進行反應性區域控制的控制棒插入深度或輕水小室的水位高度，以展平堆芯中子注量率分布，使各堆芯分區的燃料管道冷卻劑出口平均溫度都在給定範圍以內。...
現場操作員面臨著電力供應中斷、反應堆儀控系統失靈、廠內廠外的通訊系統受到嚴重影響等未預計到的災難性情況，只能在黑暗中工作，局部位置變得人員不可到達。事故影響超出了電廠設計的範圍，也超出了電廠嚴重事故管理指南所針對的工況。由於喪失了把堆芯熱量排到最終熱阱的手段，福島第一核電廠1、2、3、4號機組在堆...
這次事故導致對主控制室、運行規程和人員培訓進行了重大改進，對嚴重事故分析及應急對策高度重視，從而提高了核電站運行的安全性；1952年12月，加拿大恰克河的一個反應堆由於機械故障和人員失誤，導致功率驟增，發生氫氣爆炸，堆芯損毀。監測結果表明事故沒有造成放射性污染，也沒有造成間接財產和人員傷害；1987年9月，...
日本大地震（2011·3·11日本本州島海域地震）引發的福島核電站事故，讓全世界對核電安全的關注提到了前所未有的高度，也引發了國內對核電發展的思考。有關專家今天介紹，我國高溫氣冷堆具有第四代核能系統安全特性，可避免類似事故發生。此次發生事故的福島核電站主要採用的是第二代核電系統，我國科技重大專項“大型...
（5）堆冷卻劑中的放射性物質進入安全殼後，通過安全殼泄漏會污染環境。進程 事故過程分為四個階段：（1）噴放階段，此時冷卻劑由反應堆容器內大量噴出；（2）再充水階段，此時應急堆芯冷卻水開始注入反應堆壓力容器內但水位不超過堆芯的底部；（3）再淹沒階段，此時水位上升到足夠高度以冷卻堆芯；（4）長期堆芯...