中国改进型压水堆核电站AC—600的主要设计特点及其与AP—600的比较

文中主要介绍了中国ＡＣ６００核电站在设计参数、堆芯设计、主系统、非能动专设安全设施等方面的设计特点，并与美国ＡＰ－６００核电站设计进行了比较，给出了ＡＣ－６００与ＡＰ－６００的主要区别。     

AC－600PWR蒸汽发生器模拟体设计

介绍了ＡＣ－６００ＰＷＲ二次侧非能动应急堆芯余热排出系统整体效应实验装置中蒸汽发生器（ＳＧ）模拟体的模拟准则和主要设计特点。其主要模拟准则为功率－容积比准则，但在尽量保证再现原型主要热工水力过程的前提下，进行了适当的修改和简化．该模拟体总体比例为１／３９０，换热管束及内件可更换，以满足不同实验研究要求。     

大型先进压水堆APWR的设计特点

1概述 在新一代反应堆的开发过程中，为了进一步提高核电站的经济性，发电用的压水堆具有朝着单堆电功率在1500MW以上的大型化发展的趋势。APWR是日本三菱公司与西屋公司经过10多年努力共同开发的4环路大型先进压水堆核电站，其设计是在第二代压水堆技术基础上充分考虑了现有压水堆核电站的经验反馈进行的改进设计。     

压水堆核电站堆本体主要部件的用户安全要求

堆本体主要部件(包括反应堆压力容器、堆内构件、控制棒驱动机构)的功能是压水堆核电站安全服役的关键。本文论述了这三个堆本体主要部件的功能要求、设计要求和其它特殊要求，可做为压水堆核电站设计工作的参考。     

压水堆核电站—回路辅助设备的布置设计

本文提供一些有关一回路辅助设备的布置设计导则,供核电站设计者参考。     

压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造

辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要.根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统...     

30万千瓦压水堆核电站的主要设计特征

本文扼要介绍国外已建成的30万千瓦级的压水堆核电站和我国开始建设的秦山核电站的主要设计特征和性能参数比较.     

AC—600反应堆冷却剂系统及其主要辅助系统的设计特点

该文介绍了 AC-600反应堆的冷却剂系统、主设备及其主要辅助系统的设计方案与特点,并与现有600MW 压水堆在经济性、安全性、可靠性等方面进行了比较.     

法马通和西门子的欧洲压水堆的主要特点

【美国《核电厂》2000年9～10月刊报道】国际经验:欧洲压水堆(EPR)设计项目从一开始就受益于法国和德国核领域内所有企业的参与。另外,EPR设计是欧洲用户要求(EUR)组织审查的第一批模型之一。美国设计证书:美国考虑到新核电厂建设的前景,不打算向美国核管会(NRC)提交EPR设计。但是,预计EPR能得到NRC的设计批准,不会遇到大麻烦。国际设计证书:法国核设施安全局(DSIN)说,不久将公布审查结果,审查工作目前还在进行中。标准化带来的经济性:从一开始具有能被所有用户和安全机构接受的标准化设计就是EPR最重要的设计目标之一,如此一来…     

压水堆核电站冷却剂环境对核设备材料疲劳寿命的影响

介绍了压水堆核电站冷却剂环境影响疲劳寿命问题,包括环境影响疲劳寿命问题的背景和发展、影响一回路主设备材料疲劳寿命的主要因素和机理、环境影响疲劳寿命的主要评价方法和环境修正系数的使用,并对国内核电站环境影响疲劳寿命问题的解决提出了建议。     

AC—600反应堆压力容器设计探讨

本文根据 ALWR 的基本设计原则,初步分析了我国 AC-600反应堆压力容器的设计特点,探讨了保证 AC-600反应堆压力容器的可靠性应采取的主要技术措施.     

AC—600非能动安全特性分析

AC-600概念设计的研究重点包括堆芯、非能动安全系统及简化系统。本文讨论 AC-600自然循环能力、LOCA 或全厂断电期间,非能动安全系统的性能,也初步讨论了 AC-600对过剩反应性及热工水力瞬态的非能动限制。     

中国先进研究堆(CARR)回路系统总体设计特点

研究堆设计不同于核电站,因需要满足不同的使用要求,而具有各自的特点,CARR也不例外。CARR是一座轻水作冷却剂、重水作慢化剂的研究堆,因此CARR回路设计围绕堆本体以反应堆冷却剂系统和重水冷却系统为主体共设置了18条回路系统,本文就CARR回路系统的总体设计特点进行了总结与介绍。     

水冷堆技术发展与我国核电开发战略

本文对当今国际上各种新型堆的设计特征进行了概要性描述，分析了各国在开发中注意借鉴过去的成熟经验与技术。加强国际合作，追求安全可靠性与经济性的基本特点；同时，对我国核电发展的国际国内环境及我国核电技术开发现状进行了分析论述。提出我国在６００ＭＷ攻关的基础上，近期开发ＡＣ－６００压水推，随着核电设计技术与工业基础的发展，中期开发大型压水堆。并结合重水堆引进，兼顾重水堆核电技术跟踪研究的总体设想。     

600MW压水堆安注箱设计研究

本文用美国核管会热工水力程序TRACE和图形化建模软件SNAP,建立了600 MW两环路压水堆一回路和二回路热工水力系统分析模型,并对安注箱的各设计方案进行大破口失水事故(LBLOCA)模拟计算,通过对比各设计方案在LBLOCA事故下计算出的峰值包壳温度,研究安注箱在大破口失水事故工况下的安注性能,最后给出了优化的设计方案,并提出了可行的设计改进建议。研究结果表明,上腔室和下降段同时注入的方式较冷段注入和下降段注入更有效,且恰当地选取初始安注箱压力,可有效降低峰值包壳温度,提高LOCA裕量。     

AC—600反应堆结构概念设计

本文简要地介绍了 AC-600反应堆结构的概念设计,包括:堆芯部件、堆内构件、压力容器及驱动机构的设计情况。     

AC600的开发目标及进展

ＡＣ６００是根据世界核电发展趋势和用户要求，结合我国国情和技术基础而开发的中等容量规模、新型的下一代核电站。ＡＣ６００的主要设计特点为：选用先进的堆芯和非能动安全系统，采用二环路标准设计和国际通用设备，以及先进的控制室和模块式建造；同时对现有的系统进行简化，提高核电站的可运行性，降低建造和运行成本。为加速我国下一代先进堆的开发进程，开展了与美国西屋公司的联合经济技术研究。在ＡＣ６００的基础上，开发     

中国先进研究堆(CARR)工程设计标准化

为了保证中国先进研究堆(CARR)的设计在安全上达到当代核安全水平,在技术上达到世界先进水平,建立了一套适用于CARR工程设计的标准体系。本文对该体系中标准的采集、编写和管理进行了介绍,并结合工程设计特点,提出了在标准的选用和实施过程中应注意的问题。