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题名国外超临界轻水反应堆研究
被引量:5
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作者
刘松涛
张森如
张虹
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机构
中国核动力研究设计院反应堆系统设计国家级重点实验室
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出处
《东方电气评论》
2005年第2期69-74,79,共7页
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文摘
超临界水冷却反应堆(SCLWR-H)系统是一种高温高压的水冷反应堆,它可以在高于水的热力学临界点(374℃,22.1MPa)的工况下运行。超临界的水冷却剂可以使系统的热效率比目前的轻水反应堆高出大约1/3,同时由于冷却剂在反应堆内不改变相态并且直接与能量转换设备相连,这可以显著简化装置的配置。
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关键词
超临界
轻水冷却
第四代核能系统
GIF
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Keywords
Super critical pressure
Ligh water cooled
Generation IV
GIF
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分类号
TL421
[核科学技术—核技术及应用]
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题名俄罗斯开发“固有安全”RBMK型反应堆
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作者
微亮
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出处
《国外核新闻》
北大核心
1995年第8期9-10,共2页
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文摘
【《欧洲核综览》1995年5—6月号第44页报道】 俄罗斯11套RBMK型反应堆机组(石墨慢化轻水冷却管道型反应堆)的发电量占其总核发电量的一半,这是积极的一面。 消极的一面,这些机组与世界上最严重的一起民用核事故——1986年4刀切尔诺贝利4号机组(RBMK型)发生的核事故有关。
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关键词
俄罗斯
RBMK型反应堆
石墨慢化轻水冷却管道型反应堆
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分类号
TL421
[核科学技术—核技术及应用]
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题名美国准备开始ACR-700堆的设计
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作者
卜灵
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出处
《国外核新闻》
2002年第10期17-17,共1页
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关键词
美国
ACR-700
设计
轻水冷却堆
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分类号
TL423
[核科学技术—核技术及应用]
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