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PWR-1000XL核蒸汽供应系统设计
被引量:
1
1
作者
张富源
张森如
彭诗念
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2003年第1期4-7,共4页
国产化1000MW级压水堆核电站(PWR-1000XL)是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR-1000XL的设计寿命60年。核蒸汽供应系统的主要设计特点是:采用Performance+燃料组件,换料周期18个...
国产化1000MW级压水堆核电站(PWR-1000XL)是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR-1000XL的设计寿命60年。核蒸汽供应系统的主要设计特点是:采用Performance+燃料组件,换料周期18个月;堆芯平均线功率密度165.2W/cm,堆芯热工裕量大于15%。堆顶结构一体化,设置RPV顶盖事故排气系统,无测温旁路系统;稳压器容积45m3,选用Δ75型蒸汽发生器和100D型主泵;采用破前漏技术,设置可燃气体控制系统;采用数字化仪表和控制系统。
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关键词
压水堆
核蒸汽供应系统
加长型燃料组件
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职称材料
题名
PWR-1000XL核蒸汽供应系统设计
被引量:
1
1
作者
张富源
张森如
彭诗念
机构
中国核动力研究设计院
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2003年第1期4-7,共4页
文摘
国产化1000MW级压水堆核电站(PWR-1000XL)是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR-1000XL的设计寿命60年。核蒸汽供应系统的主要设计特点是:采用Performance+燃料组件,换料周期18个月;堆芯平均线功率密度165.2W/cm,堆芯热工裕量大于15%。堆顶结构一体化,设置RPV顶盖事故排气系统,无测温旁路系统;稳压器容积45m3,选用Δ75型蒸汽发生器和100D型主泵;采用破前漏技术,设置可燃气体控制系统;采用数字化仪表和控制系统。
关键词
压水堆
核蒸汽供应系统
加长型燃料组件
Keywords
Coolants
Design
Fuel systems
Pressure vessels
Steam engineering
Steam generators
分类号
TL421.1 [核科学技术—核技术及应用]
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作者
出处
发文年
被引量
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1
PWR-1000XL核蒸汽供应系统设计
张富源
张森如
彭诗念
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2003
1
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