本文關(guān)鍵詞：某核電站正常余熱導出系統(tǒng)設(shè)計優(yōu)化　出處：《給水排水》2017年S2期 　論文類型：期刊論文

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【摘要】：某核電站采用中核集團自主研發(fā)反應(yīng)堆,在核島反應(yīng)堆正常停堆過程期間,常規(guī)島三回路側(cè)負責反應(yīng)堆余熱的導出,維持反應(yīng)堆回路的溫度要求,系統(tǒng)運行時間為7天。就余熱導出的系統(tǒng)需求入手進行方案設(shè)計,并進行設(shè)計方案分析比選,通過分析比選后確定增設(shè)機力冷卻塔余熱導出方案作為設(shè)計方案,并對方案的設(shè)計情況進行介紹。
[Abstract]:In the process of normal shutdown of the nuclear island reactor , the nuclear power plant adopts the nuclear power plant to independently develop the reactor . During the normal shutdown process of the nuclear island reactor , the three - loop side of the conventional island is responsible for the export of the heat of the reactor , the temperature requirement of the reactor circuit is maintained , the operation time of the system is 7 days .

【作者單位】： 中國核電工程有限公司河北分公司;
【分類號】：TM623.4
【正文快照】： 1　工程概況　　某核電站采用中核集團自主研發(fā)池式反應(yīng)堆,是具有第四代核能系統(tǒng)安全特征的堆型。在核島反應(yīng)堆正常停堆過程期間,常規(guī)島三回路側(cè)負責反應(yīng)堆余熱的導出。鑒于該核電站反應(yīng)堆的特殊性,在以往壓水堆核電站未設(shè)置此系統(tǒng),系統(tǒng)設(shè)置無參考設(shè)計。系統(tǒng)要求常規(guī)島三回路

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2 張軍承;;AP 1000堆芯余熱導出系統(tǒng)的分析與研究[J];華電技術(shù);2012年07期

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4 ;我國第三代核電技術(shù)抗震標準已提至數(shù)百年一遇[J];電力與能源;2013年02期

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本文編號：1420632