自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计

本文简要介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站(CNP1000)核蒸汽供应系统的概念设计 ,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统。

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计

秦山核电二期工程电功率为2×600MW,反应堆为压水堆,两环路结构,A模式运行;堆芯平均线功率密度为161W/cm;换料方式采用年换料四分之一。反应堆冷却剂系统采用对称布置,以反应堆容器为中心,两条环路两边对称;主冷却剂系统额定流量为每条环路各24290m3/h。中国核动力研究设计院(NPIC)承担了反应堆及反应堆冷却剂系统及相关的控制、保护、仪控系统的设计与技术服务任务,并承担有关的设计验证工作。工程实行院长领导下的项目负责制,建立分工明确的组织管理机构。以中国的核安全法规、工程合同和业主要求为基础,制定质量保证大纲和设计文件清单。设计中主要采用法国RCC系列规范,系统中重要的设计结果都经过了试验的验证。各种实测值与设计分析计算值的比较表明,秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计的理论计算值与实堆的实测值符合良好。试验结果表明设备性能完善,能够满足核电站正常和事故工况下的运行要求。

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。

一个先进压水堆核电厂的非能动安全和经济性能初步分析

西南反应堆工程研究设计院对600MWe先进压水堆核电厂(AC-600)进行了概念设计。非能动安全系统和减少核电厂建造初投资是AC-600设计的重点。本文介绍了有关非能动安全系统的设计特点和安全功能,同时对AC-60C的经济性能也做了初步分析。

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。