由中子散射引起中子能量降低的过程。在热中子反应堆中，核裂变主要发生在中子动能小于1eV的热能区内，而裂变产生的次级中子是快中子，其平均能量为2MeV。因此，将中子动能降低的慢化过程就成为热中子反应堆内中子运动的基本过程。中子与原子核的核散射反应可使中子慢化。散射反应包括非弹性散射和弹性散射(见中子与物质的相互作用)。非弹性散射可使中子损失较多的动能，但非弹性散射只发生在中子动能为MeV数量级的高能区内，而弹性散射在任何能量区域内均可发生，因此，热中子反应堆内中子慢化主要依靠弹性散射。弹性散射与慢化剂 弹性散射后中子动能E′与散射前的动能E的比值满 ...... （共1669字） [阅读本文]>>
电力百科用来包容压水堆一次冷却剂系统及某些安全重要系统的构筑物。安全壳应设计成能经受事故条件下所导致的各种静态和动态载荷，包括在最大失水事故条件下(如冷却剂主管道的双端剪切断裂)由于冷却剂的喷放所造成的内压。安
电力百科用于在失水事故和安全壳内主蒸汽管道破裂事故后降低安全壳内的峰值压力和温度以防止安全壳超压的系统。它是压水堆核电厂中的专设安全设施之一。在失水事故时，由于在喷淋水中添加的化学药物(NaOH)能除去安全壳空
电力百科为满足反应堆运行和停堆换料期间人员进入安全壳对环境空气所要求的条件，以及参与失水事故后将空气冷却而设置的若干系统的总称。(见专设安全设施)反应堆运行期间，由于一次冷却剂系统的散热，安全壳内的空气温度不断
电力百科安全壳是核电厂防止放射性物质外逸的第三道实体屏障。在运行技术规格书中对各种运行工况下安全壳完整性规定了严格的限制条件，以确保在一旦发生失水事故时安全壳具备包容放射性物质的功能。限制条件除规定关闭安全壳所
电力百科控制安全壳内大气中氢浓度不超过形成爆炸混合物限值的系统。又称安全壳氢复合系统，它是核电厂专设安全设施之一。安全壳内的氢气一般来源于失水事故时的锆水反应、金属材料腐蚀以及堆芯水因辐照而产生的分解。本系统通
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