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华龙一号反应堆177堆芯核设计
被引量：
15
1
作者
李向阳
刘启伟
+5 位作者
李庆
陈亮
刘晓黎
王诗倩
谢运利
陈长
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2019年第A01期8-12,共5页
华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可...
华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态开保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。
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关键词
华龙
一号
(
hpr
1000
)
反应堆
三代压水
堆
型
18个月换料
在线监测
原文传递
华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究
被引量：
6
2
作者
朱大欢
邓纯锐
+12 位作者
吴清
向清安
刘昌文
冷贵君
张明
侯丼强
张晓华
陈彬
关仲华
武铃珺
邹志强
王小吉
张震
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2019年第A01期32-36,共5页
华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试...
华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。
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关键词
熔融物
堆
内滞留
严重亊故
临界热流密度
华龙
一号
(
hpr
1000
)
反应堆
原文传递
题名
华龙一号反应堆177堆芯核设计
被引量：
15
1
作者
李向阳
刘启伟
李庆
陈亮
刘晓黎
王诗倩
谢运利
陈长
机构
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2019年第A01期8-12,共5页
文摘
华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态开保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。
关键词
华龙
一号
(
hpr
1000
)
反应堆
三代压水
堆
型
18个月换料
在线监测
Keywords
hpr
1000
Third generation PWR
18 month refueling
Online monitoring system
分类号
TL351.1 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究
被引量：
6
2
作者
朱大欢
邓纯锐
吴清
向清安
刘昌文
冷贵君
张明
侯丼强
张晓华
陈彬
关仲华
武铃珺
邹志强
王小吉
张震
机构
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2019年第A01期32-36,共5页
文摘
华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。
关键词
熔融物
堆
内滞留
严重亊故
临界热流密度
华龙
一号
(
hpr
1000
)
反应堆
Keywords
In vessel retention
Severe accident
Critical heat flux
hpr
1000
reactor
分类号
TL351.6 [核科学技术—核技术及应用]
TM623 [电气工程—电力系统及自动化]
原文传递
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
华龙一号反应堆177堆芯核设计
李向阳
刘启伟
李庆
陈亮
刘晓黎
王诗倩
谢运利
陈长
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2019
15
原文传递
2
华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究
朱大欢
邓纯锐
吴清
向清安
刘昌文
冷贵君
张明
侯丼强
张晓华
陈彬
关仲华
武铃珺
邹志强
王小吉
张震
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2019
6
原文传递
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