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1)  nuclear temperature coefficient
核[反应性的]温度系数
2)  nuclear temperature coefficient
核<反应性的>温度系数
3)  Temperaturereactivity coefficient
温度反应性系数
4)  reactivity temperature coefficient
反应性温度系数
5)  temperature coefficient feedback
(反应性)温度系数反馈
6)  moderator temperature coefficent of reactivity
慢化剂的反应性温度系数
补充资料:反应性系数


反应性系数
reactivity control

  fony一ngxlng kongzhl反应性控制(reaetivity control)对反应堆内刹余反应性的控制。其主要任务是采取不同的控制方式,在确保安全的前提下,控制反应堆内的剩余反应性,以满足反应堆长期运行的需要;通过控制毒物适当的空间布t和最佳的提棒程序,使反应堆在整个堆芯寿期内保持较平坦的功率分布,尽可能地减小功率峰因子.在核电厂负荷变化时,能自动调节反应堆内反应性,使之响应负荷的变化;当反应堆出现异常现象或事故时,能迅速安全地停闭反应堆,并保持适当的停堆深度。 凡是能够有效地影响反应堆内反应性的任何装里、机构和过程都可以用作反应性的控制.概括起来有四种反应性控制方法:中子吸收法、改变中子慢化性能法、改变燃料含量法以及中子泄漏法等。 中子吸收法利用在堆芯中添加或移出控制毒物来改变堆内中子吸收。现在大多数杖电厂反应堆上广泛采用的控制毒物有三种:可移动式控制棒、固体可嫩毒物和液体冷却剂中加人可溶性毒物(如翻酸等)。 改变中子慢化性能法多指重水一轻水混合反应堆中,通过调节重水与轻水的比例,来改变反应堆内中子能谱,从而改变反应性的方法。 改变燃料含t法指在用嫩料作控制棒或作控制棒跟随体的情况下,当移动控制棒时,除了改变反应堆内中子吸收之外,还改变反应堆内燃料含量,从而改变反应性。 中子泄漏法利用移动反射层的方法,改变反应堆内中子泄漏量,从而改变反应性. 反应性控制方式的选择与反应堆堆型选择紧密相关。在石墨或重水作慢化剂的反应堆中,由于初始的剩余反应性比较小,控制棒的效率较高,所以多采用棒控制方式。在轻水慢化的反应堆中,初始剩余反应性很大.控制棒的效率又比较低,如果全部采用控制棒来控制,则需要控制棒数目多;又因这类堆芯栅格稠密,设计排列较多控制棒是困难的。此外,为了多安装棒驱动机构装t,在反应堆压力容器上封头就要增多开孔,这将严重地影响其机械强度。所以,当今世界上的压水堆核电厂多采用控制棒和在冷却剂加添适量翻酸两种方式联合控制。这样既减少控制棒的数目,又保证了足够的剩余反应性。但在压水堆核电厂中.为保证反应堆内慢化剂温度系数为负值,冷却剂里翻浓度一般限制在1300Xlo一‘~1400x10一‘以下(见反应性系数),所以在第一次新堆起动前,由于剩余反应性很大,还需要在堆芯里按一定的分布插装固体可嫩毒物棒。沸水堆与压水堆不同,它并不采用在冷却剂中添加翻吸收剂来控制堆内反应性。在小型块中子反应堆中,有的利用移动反射层的办法来改变堆内中子泄泥量以实现对反应性的控制。
  
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