AC600非能动安全系统首期实验研究

综述性地介绍了“八五”期间陆续完成的ＡＣ６００非能动安全壳冷却系统风洞实验研究、ＡＣ６００全压堆芯补水实验研究和ＡＣ６００二次则非通动应急堆芯余热排出系统实验研究等三项前期原则性实验研究概况和主要结果。实验研究表明：三大非能动安全系统的设计是合理、可行的,基本能满足其赋与功能要求。实验研究发现了在设计中应值得高度重视的一些热工水力现象,如“水锤现象”。实验研究所获得的实验数据,已用于设计改进和下一     

AC600非能动安全壳冷却系统长期效应分析

利用自主开发的用于先进压水堆AC600非能动安全壳冷却系统的专用三维热工水力分析程序PCCSAC－3D，对AC600安全壳在大破口失水事故情况下进行了长期效应分析，该程序把钢安全壳内部的工质分为水蒸汽，不可凝干空气，连续相水和非连续相水，对气相引入k-ε湍流计算模型并考虑由于气体浓度差引起的扩散效应。PCCSAC－3D程序充分考虑了各种空间非均匀的物理因素的影响，能够较精细描述在发生核电厂设计基准情况下出现与安全壳非能动冷却系统有关的各种物理现象，本文对安全壳进行长期效应的分析结果表明，AC600非能动安全壳冷却系统能够保证安全壳的完整性。     

AC—600非能动安全系统设计

本文介绍了 AC-600非能动安全系统的设计方案和设计特点,在各种事故情况下这些安全系统的运行,以及与现有压水堆核电厂专设安全设施在安全,可靠性方面的比较.     

AC600非能动安全壳冷却系统的概率安全分析

ＡＣ６００是我国改进型压水堆核电站，本文对其在概念设计阶段的非能动专设安全设施中的安全壳冷却系统进行了概率安全分析（ＰＳＡ）。文中采用故障树技术，定旧计算出了系统的不可用度及置信区间，主要部件故障对不同度的贡献和各组成单元的重要度等，并将计算结果与国内外现有压水堆核电站进行了比较，经比较得出ＡＣ６００采用非能动安全冷却系统，将能明显提高核电站的安全性，可靠性和经济性，由于它是一种新的设计，因此围绕     

俄罗斯新一代VPBER—600非能动安全一体化反应堆

ＶＰＢＥＲ－６００非能动安全一体化反应堆，为新一代压水动力堆。该堆采用一系列的一体化反应堆自保护措施和高可靠性的非能动安全系统，利用负反应性系数实施功率的自限制和反应堆的自停堆，并可保证在各种事故工况下对余热的导出，确保了反应堆的安全性，适合在人口稠密地区的热电联供。     

AC600非能动安全壳冷却系统冷凝传热系数评价

用ＡＣ６００非能动安全壳冷却系统三维热工水力分析程序ＰＣＣＳＡＣ－ＭＤ,对几种常用的冷凝传热系数结构关系式进行了比较。这些结构关系式包括Ｕｃｈｉｄａ关系式,Ｇｉｄｏ－Ｋｏｅｓｔｌ关系式,Ｔａｇａｍｉ关系式和基于传热传质相似原理的关系式。     

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。     

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ＡＣ－６００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。     

和VPBER—600非能动安全反应堆装置的新一代中等功率核电站

使用非能安全ＶＰＢＥＲ－６００反应堆装置（ＲＰ）的第一代中等规模核电站，其设计原理和主要技术特征将在本文中予以考虑，本文将介绍反应堆装置安全概念，一体化反应堆和反应堆设备装置的设计，描绘主要的图表和电站安全系统。并给出了反应堆厂房的布局决定，以及现场建筑配置决定的概念，安全分析的结果显示，使用ＶＰＢＥＲ－６００反应堆装置的核电站是一个环境清洁的动力供应来源，对于环境的放射性影响极小，现已有了有关完     

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厂房布置

本文对 AC-600核电站反应堆厂房和核辅助厂房布置作了简要说明和讨论。     

AC—600堆芯设计

本文叙述了 AC-600的堆芯核设计、热工水力和屏蔽设计.为了改善燃料利用和提高反应堆的安全性,在堆芯设计中,采用了低功率密度堆芯、较大的负反应性温度系数、机械谱移控制、钆可燃毒物、灰棒及不锈钢反射层等先进技术。     

直接注入管线失水事故非能动安全系统运行特性研究

小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面。其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施。针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果。     

西南反应堆工程研究设计院APWR开发研究工作简介

本文简要地介绍了西南反应堆工程研究设计院在先进压水堆方面所做的跟踪和开发研究工作,介绍了具有中国特色的先进压水堆核电厂(AC-600)的设计目标、初步方案的特点和今后工作的设想。AC-600的优点是工程投资少,固有安全性好,可靠性高,工期短,并能很好地与我国已建造的或正准备建造的压水堆核电厂相衔接,是我国发展核电厂的主要方向。