一些核电英文缩写

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1、中国新一代核电站研究开发的总体思路与设计方案摘要：本文提出了关于我国新一代核电站研究开发的总体思路的设想，包括总体目标、阶段目标、技术路线和主要设计原则，重点提出了建议的中国百万千瓦级非能动型先进压水堆核电站的设计方案。关键词：新一代核电站；研究开发；总体思路、AC1000、方案设计；中国　　目前，世界核电技术发展的主要目标是研究开发先进堆核电站。简言之，满足《先进轻水堆用户要求文件》（URD）要求的先进沸水堆（ABWR）和压水堆（APWR）称为先进堆，即所谓国际上“第三代”核电站。与所谓国际上“第二代”核电站（一般指国外

2、20世纪七、八十年代设计建造，至今在运行的大部分商用核电站，如大亚湾核电站的参考电站格拉夫林核电站）相比，先进堆核电站的安全性更高、经济性更好，在电力市场上更具竞争力。为贯彻落实党和国家关于“要适度发展核电”的方针，现在就应抓紧时间研究开发自己的先进堆核电站即中国的新一代核电站。　　一、新一代核电站研究开发的总体思路　　1.总体目标：研究开发拥有自主知识产权、安全性和经济性达到URD主要指标要求、具有本世纪初国际先进水平的先进堆核电站。　　2.进程：可分为三个阶段。详见表1。　　3.技术路线：堆型为压水堆、机组容

3、量为百万千瓦级，采用非能动安全技术和模块化建造技术，即研究开发百万千瓦级非能动型先进压水堆核电站（暂简写为AC1000）。　　4.主要设计原则：（a）保证安全、可靠，同时追求经济性；（b）能充分利用“八五”和“九五”AC600（中国600MWe级非能动型先进压水堆）研究开发和“先进压水堆核电站关键技术研究”已取得的研究成果，充分利用国内已有的核电技术和经验。（c）采用成熟技术；（d）以我为主进行研究开发；（e）与国际接轨，适当开展国际技术合作，采用国外成熟的先进堆技术。　　二、AC1000设计方案　　1.AC1000的主要

4、设计目标和总体技术参数　　1）AC1000的主要设计目标：　　2）AC1000的总体技术参数：　　2.堆芯设计　　1）核燃料组件：采用具有国际先进水平的高性能燃料组件（FA），与Performance+XL型FA相类似。其活性段长度为4267mm（14英尺）、平均批卸料燃耗达到55000MWd/tU。　　2）堆芯：堆芯采用157个FA。可燃毒物可选用含钆或含硼毒物。采用优化的低泄漏燃料管理技术，即In-Out装载方式。具有日负荷跟踪能力。　　堆芯中子测量系统从反应堆压力交器（RPV）上封头插入。　　3.反应堆总体结构　　A

5、C1000的反应堆总体结构。　　1）RPV：内径Φ3989mm、总高度（不包括上封头的接管）约为12640mm。接管法兰段设置反应堆冷却剂的2个出口接管和4个进口接管。堆芯段筒体无环焊缝，下封头无贯穿件。在筒体上设置2个安注接管。　　2）堆内构件（RVI）：采用铁—水反射层组件，代替堆芯围板—成型板和热屏蔽结构。结构上适应于采用加长型FA和堆芯中子注量测量系统从上部插入等。　　3）CRDM：采用国内已研究开发的长寿命CRDM，包括采用350℃高温线圈而取消CRDM的通风系统，采用双齿钩爪设计，采用新型的数字式位置探测器。　

6、　4）堆顶结构：采用堆顶一体化结构设计。　　4.反应堆冷却剂系统　　采用2条反应堆冷却剂系统（RCS）环路，布置见附图2。每条环路包括一台蒸汽发生器（SG）、两台反应堆冷却剂泵（主泵）、一根主管道热段和两个冷段。主泵与SG一次侧出口接管直接相连接，取消主管道过渡段。设置一台稳压器（PZR）。其波动管与一条RCS环路的主管道相连接。PZR顶部设置安全阀。　　1）SG：采用立式安装、U形管式自然循环式SG。总传热面积约11700m2（可参考Δ125型SG设计）。　　2）主泵：采用屏蔽式电机泵，与SG一次侧出口接管直接相接，悬挂

7、在SG之下方。　　3）PZR：采用立式圆筒形电加热式稳压器，总容积约59.5m3。　　4）主管道：采用离心浇涛法制造的奥氏体不锈钢主管道。　　5.专设安全系统　　为保证在事故工况下核电站的安全，专门设置以下专设安全系统，用以在其它系统正常运行但不足以补偿流失的反应堆冷却剂时及时向堆芯补水，在需紧急停堆的情况下排出堆芯余热，在事故情况下对安全壳进行冷却和降压，事故后将堆芯余热排至环境、防止放射性物质向环境释放。　　1）应急堆芯冷却系统：该系统由非能动高压安注（堆芯补水箱）、非能动中压安注（氮气加压的安注箱）和能动的低压安注（

8、低压安注泵）三个子系统组成。　　2）自动卸压系统：该系统用于在发生失水事故（LOCA）时堆芯补水箱完成向堆芯补水后，降低反应堆的压力（通过排放反应堆冷却剂），使中压和低压安注子系统能及时投入，防止发生高压熔堆事故。该系统包括不同压力等级的卸压阀组。　　3）SG二次侧非能动余热排出系统：该系统在发生全厂断