反应堆内通过转换所产生的易裂变同位素 (见核素) 核数与消失的易裂变同位素核数之比，用RC表示。238U核通过俘获中子的核反应，可以转换成239Pu核; 同样，232Th核则转换成233U核。在装有238 U或232 Th的反应堆内，利用裂变中子生产出新的易裂变同位素的过程称为转换。一般压水堆的转换比为0.5～0.6。高温气冷堆具有较高的转换比，通常约为0.8。快中子反应堆的转换比可以明显地大于1.0。因而，在快中子反应堆中，伴随着易裂变同位素材料的消耗，转换生成的239 Pu或233 U不仅能补偿其消耗，而且还有所盈余。所增殖的易裂变材料可供其他新反应堆使用。这种反应堆称为增殖反应堆。将这些反应堆的转换 ...... （共845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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