标准规范下载简介
GB／T 50297-2018 电力工程基本术语标准(完整正版、清晰无水印).pdf按需被触发时，堆芯补水箱出口隔离阀打开，可向堆芯非能 寸浓硼水。
7. 7. 70爆破阀
阀内的金属分隔膜保证正常运行零泄漏，需要时触发信号自 动引爆爆炸组件，使阀内小室的气压增大，推动活塞快速冲破分隔 膜，永久打通阀门流道。
在压水堆核电厂称二回路系统，对于三个回路的钠冷快堆 则称三回路系统。
丁家山隧道右线路面施工方案7.8.7主蒸汽隔离阀
用高压液体维持主蒸汽隔离阀常开，主蒸汽管道破裂信号便 高压液体排放，氮气压可确保阀门数秒内关闭，防止反应堆过冷而 重返临界或安全壳超压
7.8.8主给水隔离阀
用高压液体维持主给水隔离阀常开，蒸汽发生器水位高、一回 路平均温度低或安全壳内给水管破裂等事故信号使高压液体排 放，压缩氮气将阀门可靠快速关闭
7.9.3核电厂厂外电源
当发电机经主变压器向电网输电时，一路电源从发电机和主 变间引出，作为厂用电源：发电机停运时被隔离，由电网供电，另 路外电源作为厂用电源的备用，需要时可自动切换
7.9.4核电厂厂用电系统
7.9.7核电厂交流不间断电源
失电后，起初由蓄电池经逆变器供电；当逆变器或蓄电池不口 ，自动切换到调压变压器提供的备用电源（如安全母线）。
.10.6事故后反应堆监测系纟
事故后反应堆监测系统所用测量仪表、热电偶及连接电缆应 能耐受严重事故时的环境条件。 主倍班加险大后拉法
未停堆预期瞬态的保护系统从信号采集到执行机构均独立子 反应堆保护系统
7.10.12多样化保护系统
多样化保护系统可在反应堆保护系统共模失效时提供后备的 保护手段
主控制室设计要贯彻人因工程原则，并要有在事故情况下保 护主控室人员安全的措施，如主控制室可居留系统等。
7.11.2高温气冷堆堆内构件
高温气冷堆堆内构件起支撑堆芯、构成石墨反射层、控制棒和 二次停堆B4C球孔道、组成冷却剂流道、活性区上下端结构等 作用
7.11.3高温气冷堆螺旋管式直流蒸汽发生器
高温气冷堆出口的高温氮冷却剂通过壳侧，将热量传给螺旋 为给水，使之在出口端直接产生高温高压过热蒸汽。
7.11.4高温气冷堆主氨风机
现代设计中，高温气冷堆主氮风机常与蒸汽发生器上部 安装，风机进气管和蒸汽发生器出气管接插连接
7.11.9通风式低耐压型安全壳
通风式低耐压型安全壳是高温气冷堆阻正放射性释放的 道屏障。
7.12.3重水堆压力管
重水堆压力管具有低的中子吸收截面和高的强度，并有 的抗腐蚀和抗辐照性能（使用寿命期约为25年）
7.12.11重水堆燃料装卸系统
重水堆燃料装卸系统操作由计算机遥控自动控制，且需采耳 屏蔽和通风排放措施
7.13.2快堆转换区
燃料组件、转换组件、控制棒组件、屏蔽组件和中子源共 成快堆堆芯。
钠冷快中子堆核电厂设置中间回路，就是要避免出现放射 水反应的危险
13.7钠冷快堆燃料操作系
冷快堆燃料操作系统与组件清洗系统、热室等一起共 成新、乏燃料组件的装卸、运输、入堆、出堆、贮存及检验功能
广义的核燃料还包括可转换核素238U和232Th。
广义的核燃料还包括可转换核素238U和232Th
金属燃料的燃料原子密度高、导热性好和易于加工，但在低于 溶点时多次同素异形体相变会导致密度的急剧变化、低温下呈各 向异性，辐照生长严重：化学性质活泼，抗腐蚀性差
7.14.5氧化物陶瓷燃料
氧化物陶瓷燃料具有熔点高、热和辐照稳定性好、与包壳 却剂相容性好，但导热性差，是当今核电厂最常用的燃料类型
7.14.6碳化物和氮化物燃料
碳化物和氮化物燃料的主要优点是高密度、高热导率、裂 体释放量低，增殖比较高、容许较高的线功率和较深的燃耗
中子增殖堆中和空间核动力堆上的应用潜力很大，但自前均还处 于研究试验阶段。
弥散体燃料具有高燃耗、高传热效率和高强度、耐蚀性好的 特点。
轻水堆核电厂燃料芯块的35U富集度不等，但一般以5%为 上限；重水堆普遍采用天然铀芯块
燃料包壳是核电厂的第一道屏障。对其主要要求是热中子吸 收截面小，感生放射性低；耐蚀性与机械稳定性好；与燃料及裂变 产物相容性好。
初始堆芯中一般将可燃毒物棒连成可燃毒物组件固定于堆 芯，换料时全部取出。新型结构是将可燃毒物与燃料混合烧结成 燃料芯块或将可燃毒物溅射喷镀在燃料芯块表面形成一体的可燃 毒物棒。
7.14.16新燃料组件运输容器
新燃料组件运输容器内部应有要善的固定、缓冲、防湿、防潮、 防震和防火等措施，并内装加速度计；容器表面的放射性活度应低 于允许值，且有放射性物质标志
7.14.17新燃料组件存
新燃料组件贮存必须保证在任何情况下贮存的燃料组件均处 于次临界状态。
MOX燃料组件的热物理性能和力学性能随PuO2的含量和 氧/金属比而异，特点是熔点高、与包壳和冷却剂的相容性好、卸料 燃耗高、能较好地保持裂变产物。主要用于快堆，也可用于轻 水堆。
芯块与包壳相互作用可能导致包壳应力腐蚀开裂，甚至造成 燃料破损
由于一次通过式核燃料循环对铀资源的利用并不经济，现在 大多将贮存方式改为可回取方式，等到将来各种条件具备时再回 取出进行后处理。
7.14.33核燃料闭合循环
在快中子增殖堆中多次重复使用回收的铀、环，可使铀的总 提高到60%~70%。
7. 14. 34 乏燃料
之燃料中有未裂变和新生成的易裂变核素、未用完的可裂变 核素许多裂变产物和超铀元素
之燃料组件运输可根据实际情况选择公路、铁路或海上运辑 4.37之燃料组件贮存设施 重水堆乏燃料组件最后放入干式空冷贮存仓
之燃料组件运输可根据实际情况选择公路、铁路或海上运辅
7.14.37之燃料组件购存
环吊可用是核电站建造阶段的重要里程碑节点，是反应堆厂
7.16.9非核蒸汽冲转试验
现今核电厂的该项冲转试验也可用核蒸汽进行。
首次装料因为是引入正反应性，必须有计数率或功率1 连续监测及相应的安全措施。
控制棒落棒时间决定停堆的速率，是一个对安全十分重要的 参量。在反应堆首次装料后和每次换料后都要进行控制棒落棒时 间试验。
7.16.20硼微分价值
7.16.28蒸汽排放控制
蒸汽排放控制也可用于停堆后的余热导出及反应堆启动日 多余蒸汽。
7.16.30核电厂性能试验
该电厂性能试验在核电厂运行期间也要按要求定期进行
8.1.10年峰值日照时数
将单位面积上接收到的年太阳总辐照量，折算成辐照度 1kW/m下的小时数。其计算公式为：
Tp=Q/(lkW/m
式中：T力 倾斜面年峰值日照时数（h）； Q 一单位面积倾斜面年总辐照量（kW·h/m）
跟踪系统一般可分为单轴跟踪系统和双轴跟踪系统。跟踪的 具体参数按坐标系可分为地平坐标系、赤道坐标系。 跟踪系统按结构型式可分为独立型和联动型。 跟踪系统按外观形状可分为T形（塔柱式、立柱式）、V形（双 V形、W形）、O形（盘式）和其他形式。 跟踪系统按跟踪精度可分为通用（普通）型（平板式太阳跟踪 系统）和精密型（聚光式太阳跟踪系统）。点聚焦型聚光器一般要 求双轴跟踪，线聚焦型聚光器仅需单轴跟踪
8.2.13聚光式跟踪系统
聚光倍率低于100倍为低倍聚光，不低于100倍为高倍聚 2.14单轴跟踪系统
8.2.14单轴跟踪系统
单轴跟踪系统可分为水平单轴跟踪系统、倾斜单轴跟踪系
和垂直单轴跟踪系统。
8.2.15双轴跟踪系统
双轴跟踪系统以地平面为参照系，跟踪的是太阳高度角和 位角；以赤道平面为参照系，跟踪的是赤纬角和时角。
具备控制、保护盒滤波功能，用于电源盒电网之间接口的任何 静态功率变换器。有时被称作功率调节子系统，功率变换系统，静 态变换器，或者功率调节单元
自前可利用的地热资源主要包括：天然出露的温泉、通过热泵 技术开采利用的浅层地热能、通过人工钻井直接开采利用的地热 流体以及干热岩体中的地热资源
地热储量可分为：能利用地热储量，即当前技术经济条件下能够 经济开发利用的地热储量，一般指热储理深小于2000m的地热储量 暂难利用地热储量，即由于开采技术较困难或开采经济效益差，当前 尚难开发利用的地热储量论园林施工组织设计，一般指热储理深大于2000m的地热储量。
9.2. 6 并口装置
9.2地热发电设备和设施
包括井口管道、阀门、三通及相应的压力表、温度表、取样管和 平台扶梯等。
一般包括热源、热储和盖层等要素，具有相关联的热储结构， 可用地质、物化探方法圈闭的特定范围。
C13#楼施工组织设计10.0.26灰熔融性
10.0.26灰熔融性