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| 1 | HPLWR电厂布置显示文摘高性能轻水堆(HPLWR)是由欧盟合作伙伴在第6欧洲框架计划下设计的超临界水冷反应堆。本文描述了可能的反应堆厂房和汽轮机厂房布置,反应堆厂房包含安全壳、反应堆以及所需的安全系统,汽轮机厂房包含汽轮机、冷凝器、给水泵和预热器以及启动系统。针对所选重要设备给出了设计细节以便估算其尺寸。与类似功率输出的传统电厂相比,HPLWR电厂的厂房设计有显著减小。 | C. Koehly J. Starflinger T. Schulenberg(et al.) 李满昌(译) 李翔(校) | 2011 | 国外核动力2011，，6： | 0 |
| 2 | 采用能动和非能动安全系统的HPLWR安全壳设计建议显示文摘基于最新的沸水堆安全壳设计概念,提出了类似带有余热排出系统的高性能轻水堆安全壳的概念。它包括1个抑压水池、4个堆芯淹没水池、4个能动余热排出系统和4个非能动余热排出系统。安全壳的内径为20m,高度约为22m。4个冗余的能动系统在低压下从抑压水池向反应堆提供补水。8个压力释放阀和上都堆芯淹没水池中的8个喷头提供快速卸压。作为一种替代方法,堆芯产生的蒸汽可通过8个非能动热移出系统排放,每个系统都有一个蒸汽喷射器和一个浸入堆芯淹没水池的冷凝器。这个方案虽然还没有进行过任何瞬态分析研究,但可以作为一个可行的安全壳设计概念的基础来讨论。 | B. de Marsac D. Bittermann J. Starflinger T. Schulenberg 李满昌(译) 罗树新(校) | 2010 | 国外核动力2010，31，2： | 0 |
| 3 | 欧洲超临界水冷堆的研究与开发进程显示文摘欧洲提交了从2000年至2020年的高性能轻水堆研究开发(R&D)路线图。包括热中子和快中子堆芯设计、反应堆压力容器堆内构件、安全壳,以及电厂辅助设施的可行性研究工作。此外,对合理的安全措施的定义进行了分析。超临界水冷堆系统基础技术是主要的研究开发任务,比如:材料性能的研究、分析程序的开发、相关的传热研究、临界流实验和材料试验。最终的目标是在2020年之前完成高性能轻水堆(HPLWR)概念设计,以及一系列的相关研究设计工作,并准备建造。 | J. Starflinger N. Aksan D. Bittermann L. Heikinheimo C. Maraczy G. Rimpault T. Schulenberg 刘君(译) 刘定明(校) | 2008 | 国外核动力2008，29，1： | 0 |
| 4 | SCWR热工水力和安全分析研究现状与进展显示文摘1引言
超临界水堆(SCWR)是一种先进的反应堆概念,它将现有的压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)技术与超临界火电技术相结合,可提高经济性。第四代核能国际论坛(GIF)把SCWR选为可行的候选核反应堆之一,计划到2030年投入运行,主要用于发电。为了组织和支持成员国之间多边合作,2007年3月成立了SCWR指导委员会和若干项目管理委员会(PMB),设有热工水力和安全、材料和水化学、系统综合和评价、燃料资格证明等部门。 | Y.Y. Bae L.K.H. Letmg J.A. Lycklama A Nijeholt M. Andreani T. Schulenberg J. Starflinger Y. Ishiwatari Y. Oka H. Mori K. Ezato 李捷(译) 李松蔚(校) | 2010 | 国外核动力2010，31，6： | 0 |
| 5 | 以超临界水作为主回路冷却剂的压水堆概念显示文摘介绍并分析了一种新型的以超临界水为主回路冷却剂的压水反应堆概念。通过蒸汽循环分析,从功率因子和热效率的角度阐述了这种反应堆的优点。此外,介绍了反应堆压力容器概念设计,包括其内部构件及堆芯、燃料组件设计。这些设计可以解决因冷却剂比焓升幅较大且密度变化剧烈而带来的相关问题。通过核.热耦合分析,预测了堆芯功率分布和冷却剂密度分布。这种分析方法可用于确定燃料组件入口开孔系数,从而对堆芯冷却剂质量流量进行调节;还可作为燃料棒局部功率插值计算的辅助工具,对堆芯内最热燃料组件进行一系列子通道分析,得到更为详尽的功率分布,从而预测出包壳峰值温度、燃料棒最大线功率以及燃料芯块峰值温度。结果表明,包壳和燃料芯块峰值温度远低于材料限值。由于堆芯出口冷却剂平均温度低于拟临界温度,该堆芯概念设计为反应堆运行中的不确定因素留出了足够的安全裕量。 | B. Vogt K. Fischer J. Starflinger E. Laurien T. Schulenberg 王雄(译) 黄志刚(校) | 2011 | 国外核动力2011，，4： | 0 |
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