是一座原型快中子增殖堆核电厂， 位于俄罗斯叶卡捷琳堡州的别洛雅尔斯克，其热功率1470 MW， 电功率600 MW， 1980年2月首次起动，1980年4月并网发电，1981年12月达到满功率。
快中子反应堆在前苏联和俄罗斯核电发展计划中长期扮演重要角色，其主要目的是增殖核燃料，目前则是为处置拆卸的核武器中的钚。别洛雅尔斯克BN-600快堆和位于哈萨克斯坦的舍甫琴科BN-350快堆是世界上仅有的投入商业运行的快堆， 它们都用液态钠作冷却剂。
BN-600有三个回路：一、二回路和蒸汽回路。反应堆和主泵浸没在一个大的液态钠池中， 结构可参见彩图插页第25页38图。二回路由三条环路组成，每条环路带有一台蒸汽发 ...... （共1360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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