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研究堆反应堆停堆系统设计中至少采用()套停堆系统。

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一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统(又称停堆冷却系统)、安全注射系统(又称紧急堆芯冷却系统)、控制、保护和检测系统;  设备冷却水系统、硼回收系统、反应堆的安全壳及喷淋系统、核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、柴油发电机组;  一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统(又称停堆冷却系统)、设备冷却水系统、反应堆的安全壳及喷淋系统;  核燃料的装换料及贮存系统、安全壳及核辅助厂房通风和过滤系统、一回路主系统、化学和容积控制系统、余热排出系统(又称停堆冷却系统)、安全注射系统(又称紧急堆芯冷却系统)。  
反应堆堆芯  实验装置  反应堆厂址内与反应堆有关的其它设施  反应堆厂址内与实验装置有关的其它设施  安全壳  
作为中子源  补偿反应性的慢变化  导流  功率调节和停堆  
补偿堆芯寿期初的剩余反应性  增加停堆深度  控制反应堆功率  消除氙毒的影响  
应急柴油发电机  余热排出系统  反应堆功率控制系统  主泵  
稳压器__紧急停堆  稳压器低压紧急停堆  超温AT紧急停堆  超功率△T紧急停堆  功率区段中子通量高紧急停堆  
按照核反应堆的用途可分为:热中子堆、快中子堆。  按反应堆采用的冷却剂分类:水冷堆、气冷堆、有机介质堆、液态金属冷却堆。  按反应堆采用的慢化剂分类:轻水堆、重水堆、气冷堆和快中子增殖堆。  按核燃料的分布分类:天然铀堆、浓缩铀堆、钚堆。  
氙振荡时间较长,影响控制核功率  影响反应堆的总反应性  有可能带来局部的燃料元件烧毁  影响停堆深度  

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