【摘 要】
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以中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,参考日本超临界轻水堆恒压启动系统和超临界锅炉机组启动方式,编制了CSR1000超临界水堆恒压启动分析程序。计算结果表明,CSR1000采用恒
【机 构】
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华北电力大学核科学与工程学院,华北电力大学核热工安全与标准化研究所,非能动核能安全技术北京市重点实验室,核反应堆系统设计技术国家级重点实验室
【基金项目】
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北京市自然科学基金(3172032),中核核反应堆系统设计技术重点实验室课题(2014BH0041),中央高校基本科研业务费专项资金(2017XS086)
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以中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,参考日本超临界轻水堆恒压启动系统和超临界锅炉机组启动方式,编制了CSR1000超临界水堆恒压启动分析程序。计算结果表明,CSR1000采用恒压启动,高压补水箱质量流量先增大后减小,主给水泵流量先减小后增大;第一流程包壳温度高于第二流程包壳温度,两个流程的包壳最高温度都低于安全限值1260℃;第一流程、第二流程冷却剂通道和慢化剂通道线功率密度在堆芯功率达到50%后都趋于稳定。CSR1000采用恒压启动方式不仅能够满足超临界水堆机组启动快速灵活,而且还可以高效平稳
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