反应堆在功率稳定运行过程中，定期地用一定数量的新燃料替换堆芯内达到预定燃耗深度的燃料元件的操作。采用不停堆换料方式的堆型主要有坎杜(CANDU)型重水堆，现以秦山第三核电厂为例作一介绍。(见重水堆燃料装卸系统、重水堆装卸料机)
这种堆型反应堆用天然铀作燃料，后备反应性小，换料较频繁，只有采用不停堆换料，才能使机组的年度利用因子保持经济上的竞争性。
主要换料程序如下：
(1)秦山第三核电厂每座反应堆共有380条水平设置的燃料通道，每条通道内容纳12个燃料棒束。物理人员定期地，一般每两天一次，进行燃耗计算，并将计算结果与堆芯内中子探测器的在线测量数据进行比较 ...... （共1000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
上一篇