AP1000反应堆冷却剂系统

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AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计

ｓｔｒｕｃｔｕｒｅｏｆｒｅａｃｔｏｒｃｏｏｌａｎｔｓｙｓｔｅｍ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＡＰｌ０００；ｒｅａｃｔｏｒｃｏｏｌａｎｔｓｙｓｔｅｍ；ｌａｙｏｕｔｄｅｓｉｇｎ；ｍｏｄｕｌｅ
Ａｂｓｔｒａｃｔ：ＡＰ１０００ｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｐｌａｎｔｒｅｐｒｅｓｅｎｔｓａｄｖａｎｃｅｄｔｈｉｒｄｇｅｎｅｒａｔｉｏｎｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ．Ｔｈｅｒｅａｃｔｏｒｃｏｏｌａｎｔｓｙｓｔｅｍｌａｙｏｕｔｄｅｓｉｇｎｎｏｔｏｎｌｙｓａｔｉｓｆｉｅｓｔｈｅ
ｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｏｆｓｙｓｔｅｍｆｕｎｃｔｉｏｎ，ｂｕｔａｌｓｏｃｏｎｓｉｄｅｒｓｕｆｆｉｃｉｅｎｔｌｙｔｈｅｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｏｆＡＬＡＲＡ，ｉｎ－ｓｅｒｖｉｃｅｉｎｓｐｅｃｔｉｏｎｆｏｒｎｕｃｌｅａｒｍｅｃｈａｎｉｃａｌｃｏｍｐｏｎｅｎｔｓ．ｍｏｄｕｌｅｄｅｓｉｇｎｃｒｉｔｅｒｉａａｎｄｃａｌａｍｉｔｙｐｒｏｔｅｃｔｉｏｎｆｒｏｍｉｎｔｅｒｎａｌｌｙｇｅｎｅｒａｔｅｄ．Ｔｈｅｃｏｍｐａｃｔｌａｙｏｕｔｄｅｓｉｇｎ

浅述AP1000核电厂设备冷却水系统

科技信息2012年第35期ＳＣＩＥＮＣＥ＆ＴＥＣＨＮＯＬＯＧＹＩＮＦＯＲＭＡＴＩＯＮ0总体概述设备冷却水系统属于核岛14个系统，主要设备布置于常规岛汽机厂房的第一跨内；系统由核岛负责，布置由常规岛设计；布置需严格按照系统要求设计，系统验证布置设计是否能保证其系统功能的实现。

1系统描述设备冷却水系统（Component Cooling Water System ），简称CCS 系统。

类似于火力发电厂的汽机房闭式循环冷却水系统，通过CCS 换热器被厂用水系统（SWS ）冷却，从而不断将核岛设备散热带出。

它的介质是除盐水，除盐水管道连接至CCS 膨胀水箱，对其进行补水和水位调节。

CCS 包括两台CCS 泵、两台CCS 换热器、一台CCS 膨胀水箱、一台化学加药箱、一台辐射监测器装置和相关的管道、阀门、控制设备和仪表，系统流程如图1所示。

设备冷却水系统是放射性系统和外界之间的屏幕，执行如下非安全相关的纵深防御功能：1）在正常停堆、换料和半管运行时，为正常余热排除系统的热交换器及泵提供冷却；2）为化学和容积控制系统补给泵的小流量热交换器提供冷却；3）为乏燃料池热交换器提供冷却。

设备冷却水系统执行的其他非安全相关的功能如下：1）提供放射性物质向环境泄露的屏障；2）提供厂用水向一回路安全壳系统和反应堆系统泄露的屏障；3）为支持核电厂运行所正常运行所需的各种非安全相关设备提供冷却；4）在非能动余热排出热交换器运行时，向RNS 热交换器提供冷却水，以冷却安全壳内置换料水箱的水；5）在非能动堆芯冷却系统缓解事故后的核电厂恢复运行期间，向RNS 系统提供冷却水带走堆芯热量。

2设备描述2.1设备冷却水热交换器设备冷却水热交换器为板式热交换器，两台设备冷却水热交换器为正常运行热负荷提供了多重性。

在核电厂停堆冷却时，为了达到设计要求的冷却速率需运行两台热交换器，如果只运行一台热交换器将延长核电厂的停堆冷却时间。

在核电厂正常运行时，任一台设备冷却水热交换器可以和任一台设备冷却水泵组合运行。

AP1000第三代反应堆系统介绍精讲

AP1000是AP600的扩大容量版，其设计保留了AP600的主要特点，同
时运用了一些已经验证的技术
AP1000的反应堆采用西屋成熟的Model314技术，该技术已成功地用
于比利时Doel-4、Tihange-3和美国South Texas Project电站上。
采用西屋公司三环路反应堆压力容器
31
非能动安全系统
AP1000的设计特点
由于非能动安全系统的采用，在万一发生事故时堆芯冷却及安全壳减压等，不依靠泵之类的能动设备，仅依靠所谓重力下降自然循环压缩气体膨胀力的自然力便可实现
由于没有能动设备所以取消了要求纵深防御安全系统的交流电源设备、应急用柴油发电机等，
由于取消了依靠泵的驱动力的安全系统设备系统得到了简化
17
AP1000的设计特点
高安全水平
18
AP600的高安全性（CDF对比）
19
AP1000的设计特点
简化的系统结构及设备
20
AP1000比标准1000MW压水堆的结构简化
1000MW 压水 AP1000
减少
堆
泵
280
180
36％
ASME阀门
2800
1400
50％
ASME管道系统
33500
采用西屋Performance+燃料组件
AP1000的反应堆冷却系统为二环路设计，每个环路通过冷却剂管道联
接有一台大容量蒸汽发生器和两台密封式的冷却剂泵，此外冷却系统上还联接有一台稳压器。
采用经验证的△125蒸汽发生器，其设计源自西屋-CE，已用于
South Texas Project-1、-2和Arkansas-2等机组

RCS系统

AP1000反应堆冷却剂系统（RCS）包括：反应堆压力容器（RPV），包括控制棒驱动机构安装接管和堆芯测量探头贯穿件；反应堆冷却机泵（RCP）。

共4台屏蔽电机泵（Canned Motor Pump），每台蒸汽发生器下部都与两台泵相连接，即每个环路由两台泵驱动；蒸汽发生器（SG）包容反应堆冷却剂的部分，包括SG的水室下封头（Channel Head）、管板（Tubesheet）和传热管束（Tubes）；稳压器（PRZ）以及与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线（Surge Line）；安全阀（Safety Valves）和1～3级自动降压系统（ADS）和排气管道隔离阀（Head Vent Isolation Valves）；上述主要部件之间相互连接的管道及其支承；与通往辅助系统的支持系统之间相互连接的管道及其支承。

RPV在堆芯顶部以下的位置没有贯穿孔，这样排除了RPV泄漏导致失水事故的可能性。

堆芯在压力容器内的位置尽量靠下，这样可以减少失水事故再淹没时间。

由于入口接管嘴高于出口接管嘴，这种设计允许堆芯在不卸料的情况下进行主泵检修（只要入口管，即反应堆主管道冷管段排空），而且有利于实现半管（Mid-Loop）运行。

一体化顶盖组件（IHP）由多个独立的设备组成，从而简化了反应堆的换料操作。

在停堆换料期间，反应堆压力容器顶盖组件的整体操作，减少了停堆时间和个人辐射剂量。

另外，一体化顶盖组件也减少了其相关部件在安全壳内的搁置空间。

IHP组成：围筒组件；吊装系统；驱动机构（CRDM）抗震支承结构；电缆支承结构；电缆。

IHP实现包括控制棒驱动机构电源、棒位数字指示器以及堆芯测量装置等组件电缆的快速插接与断开，使得在其内的各个部件无需单独进行连接和断开。

冷却围筒是位于RPV顶盖上方围绕在控制棒驱动机构周围的碳钢结构。

在核电厂正常运行时，冷却围筒为控制棒驱动机构磁轭线圈提供冷却气流通道。

IHP也可以使冷却围筒快速拆开。

AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术

ａｄｖａｎｃｅｄｐａｓｓｉｖｅＰｗＲ（ＡＰ１０００），ｔｈｅｉｎｓｔａｌｌａｔｉｏｎｌｏｇｉｃａｎｄｓｅｑｕｅｎｃｅｏｆｒｅａｃｔｏｒｖｅｓｓｅｌ，ｒｅａｃｔｏｒｃｏｏｌａｎｔ
ＺＵＯＸｕｅ— ｂｉｎｇ，ＣＨＥＮＪｉｎｇ－ｊｉｎｇ，ＺＨＡＮＧＪｉｎ—ｄｏｎｇ，ＤＡＩＳｈｕａｉ，ＺＨＥＮＧＤｏＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｎｇｉｎｅｅｉｒｎｇＣｏｍｐａｎｙ，Ｈａｉｙａｎｇ２６５１１６，Ｃｈｉｎａ）
Ｉ类、质量Ａ０引言
、质保Ｉ级，其设计、制造、安
装都有严格的要求
。
ＡＰＩＯ００作为第三代先进压水堆，技术虽然先进，但作为世界上首次建造的新堆型，设计的成熟
１系统组成与设计功能
性、完善性还有待进一步的验证，且没有类似的参考电站可以借鉴。反应堆冷却剂系统作为核心系统，与常规的二代压水堆型核电技术相比，本体特
关键词：ＡＰ１０００；反应堆冷却剂系统；压力容器；蒸汽发生器；安装
中图分类号：ＴＨ４９；ＴＬ３５文献标识码：Ｂ文章编号：１００１ — ４８３７（２０１３）１１ — ００６２— ０８

AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特点

AP1000三代核电反应堆冷却剂泵屏蔽电机的技术特点本反应堆冷却剂系统是借鉴了国外的先进技术设计而成的，其设计理念包括两个并联环路，每个环路上都包括两个冷段主管道、一个蒸汽发生器以及一条热段主管道构成，并且还有两台主泵，其以并联的方式存在，在热管段也有一台稳压器。

该蒸汽发生器是呈倒U状的。

1 该屏蔽电机的优势APl000反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）是一种单级、单吸、无轴封、高转动陨量、立式离心屏蔽电泵，用于输送高温、高压反应堆冷却剂。

泵由泵壳、叶轮和导叶组成，泵吸入口竖直向下，吸入管直接与蒸发器下封头焊接；排出口为水平切线方向.吐出管与系统主管道焊接。

图1为主泵结构示意图。

APl000主泵由泵和屏蔽电机两部分组成.电机置于泉下部。

泵的叶轮直接装于电机转子轴仲端，即与电机同轴。

泵壳与电机壳体采用特殊的机械密封结构用主螺栓连接组成一密封的整体.构成反应堆冷却剂压力边界，整个机组没有外露的旋转都分。

为使电机推力轴承承受一个适当的载荷。

叶轮在设计时进行特殊考虑，使其在运行时产生一个向上的轴向力以平衡转子自重。

该屏蔽电机优势是非常明显的，其结构紧凑，并且在运行过程中不会产生泄露，所以具有较高的安全性，设备的结构情况见图2。

虽然这种设备具有较高的成本，但是该设备在运行过程中比较稳定可靠，不需要进行太多的维护工作，所以综合看来效益还是比较可观的，现在不仅在核电站有所应用，很多核动力潜艇也开始应用这种屏蔽电机。

这种AP1000屏蔽电机在保留了自身的优势同时，也进行了一些改进，弥补了其中的一些缺陷。

（1）屏蔽电机的主泵旋转轴本身结构较为简单，没有向外延伸的部分，所以在液体输送的过程中不会泄露，在这种情况下，即便是轴密封系统失灵，或者出现突发的断电情况，其也不会泄露冷却剂，整个核电站也因此运行更为高校。

（2）该系统中，省略了轴密封设备和相关的辅助设备，机组运行变得更为简便，大大降低了后期维护和检修泵的工作量，并且也没有联轴器这种构造，所以也就不会出现了机组对中这个问题。

AP1000核电反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测研究

AP1000核电/反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测研究摘要：AP1000核电厂反应堆冷却剂压力边界相对于传统压水堆有所简化，完整性比传统设计更加可靠，但由于采用了先漏后破技术，屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备，以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异，使得AP1000反应堆冷却剂压力边界的泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。

本文总结了AP1000反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测手段的特点，分析了其与美国管理导则RG 1.45的符合性，并提出了合理化建议。

1.引言反应堆冷却剂系统（RCS）的安全功能之一是维持反应堆冷却剂压力边界（RCPB）的完整性。

除RCPB失效工况外，RCS作为压力边界在电厂所有运行工况下容纳反应堆冷却剂和/或应急堆芯冷却剂，限制放射性向安全壳内释放，并阻止一次侧系统向二次侧系统和环境的泄漏。

AP1000核电厂在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，采用非能动的安全系统。

非能动设计理念的引入和屏蔽电机式反应堆冷却剂泵的采用，使得其设计与传统压水堆反应堆冷却剂系统有很大的不同。

AP1000核电厂的RCS系统包含一台反应堆压力容器、一台稳压器和两条环路，其中每条环路由一个热段主管道、两个冷段主管道、一台蒸汽发生器以及与之直接相连的两台反应堆冷却剂泵组成。

此外，还包括自动卸压系统和反应堆压力容器顶盖放气系统。

RCS的所有设备都布置在反应堆安全壳内。

由于应用了先漏后破技术，采用了屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备，以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异，使得AP1000的RCPB泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。

本文总结了AP1000的RCPB泄漏及其探测手段，分析了其与RG1.45的符合性，并提出合理化建议，对后续设计提供支持。

2.相关规范标准AP1000的RCPB泄漏探测主要遵循美国管理导则KG 1145《反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统的要求》。

AP1000反应堆冷却剂系统主设备安装技术研究

·87·NO.12 2018( Cumulativety NO.24 )中国高新科技China High-tech 2018年第12期（总第24期）1　概述一回路系统又称反应堆冷却剂系统（RCS），作用是将核反应堆芯中核裂变产生的巨大能力转化成高温高压饱和蒸汽，通过蒸汽系统传送到汽轮机转子，从而带动发电机转子高速运转来切割发电机腔室内部的磁感线进而转化为电能。

美国西屋公司设计的AP1000反应堆冷却剂系统是由环路1、环路2两条环路构成，每环路包括反应堆冷却剂泵两台、蒸汽发生器（SG）1台、冷管2段、冷却剂主管道热管1段。

其中两条环路与反应堆压力容器共同组成闭式循环回路，如图1所示。

图1　AP1000反应堆冷却剂系统通过研究RCS核心设备安装技术，对第三代先进压水堆机组建设具有重要借鉴意义。

2　RCS系统主设备简介2.1　反应堆压力容器（RPV）筒体内径Φ3990mm，筒体壁厚203mm，总高12200mm，总重273t，属于安全A级、抗震I类设备。

2.2　主管道（RCL）环路1、环路2作为构成反应堆冷却剂系统的最主要的两个环路，每个环路包括2个冷段管段、1个热段管段。

冷段内径Φ559mm；热段内径Φ787mm；冷段长6.36m，热段长4.95m。

2.3　蒸汽发生器（SG）蒸汽发生器上部直径Φ5576mm，下部直径Φ4383mm，总高24826.8mm，单台净重约624.2t，属于安全A级和抗震I类设备。

2.4　反应堆冷却剂泵（RCP）AP1000的反应堆冷却剂泵是屏蔽电机泵，属于安全A级和抗震I类设备；泵名义功率：5.22MW，总高：6.69m，总重：67.4t。

2.5　稳压器（RCS）稳压器通过波动管与主回路热段相连，每个反应堆设置一台稳压器。

设备整体呈圆柱形，外形尺寸约为Φ2775mm×13739mm，重约100t。

AP1000反应堆冷却剂系统主设备安装技术研究张　震（山东核电有限公司，山东海阳 265116）摘要：海阳核电AP1000项目是世界第一批在建第三代先进压水堆机组，采用的非能动安全系统技术具有无可比拟的先进性。

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三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
1，反在堆冷却剂系统主要设计功能
～反在堆冷却剂系统使用的介质（水+硼溶液）既是冷却剂、载热剂，也是慢化剂（水一水堆）～反在堆冷却剂系统压力边界是防止放射性物质外泄的第二道屏障～调节冷却剂中的硼浓度来控制反应性～自动降压功能～应急卸泄功能～进行压力控制，起到稳压作用～工艺监测～有足够的能力使反应堆保持在安全停堆状态～有足够的能力可以预防和缓解事故的发生和发展
2009年3月23星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
核裂变：
235 92U+ 1N →X1+X2+2.431N +△E 0 0
其中，△E～200 MeV，裂变能是在燃料元件内释放出来的，平均值 2.431N0→99.35％瞬发中子+0.65％缓发中子， 5％左右的裂变能是在慢化剂中释放出来的，不足5％的裂变能是在反射层和热屏蔽层中释放出来的。 AP100O核电厂堆芯功率为3400MW， NSSS输出热功率为 3415MW，其中有15MW是主泵的贡献。
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
反应堆堆芯的主要设计参数
压力壳（内径4.039m），吊篮，堆芯围板，热屏，下部支持板，上部支持，活性区，控制棒导向管，堆顶模块（一体化堆顶）压力壳内径；4.039m 压力壳总高：12.2m 堆芯燃料组件数；157合燃料活性长度；4.27m 燃料组件排列；17 x 17 控制组件数；53 灰棒组件数；16
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
主管道主要性能和参数如下：
冷段数量4 热段数量2 设计压力：17.1MPa（ 174.5Kg/cm2 ）设计温度：343℃（稳压器的设计温度：360℃）运行压力：15.4 MPa 热段处冷却剂的温度321.1 °C 冷段处冷却剂的温度280.7 °C 热段处冷却剂的流量40348 m3/hr（23m/s）一‘最大’
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
冷段处冷却剂的流量17886 m3/hr（20.25 m/s）热段处冷却剂的压力15.50 MPa 冷段处冷却剂的压力15.93 MPa 冷段内径559 mm 热段内径787 mm 冷段壁厚65 mm 热段壁厚83 mm 主管道材料（控氮不锈钢）SA-376 （316LN）
蒸汽接管嘴 STEAM NOZZLE
SECONDARY 二次侧检修人孔 MANWAY
A
A
初级汽水分离器 PRIMARY SEPARATORS
B B
给水环 FEEDWATER RING
FEEDWATER NOZZLE 给水接管 TUBE BUNDLE 传热管管束
TOP VIEW 顶视图
INSPECTION 检查舱门 PORT
ANTI-VIBRATION BAR 防振条 TUBE SUPPORT 传热管支承板 PLATE SECTION A-A 截面A-A
管板 TUBE SHEET
HAND HOLES 检修手孔
CHANNEL HEAD 下封头 SECTION B-B 截面B-B
一次侧检 PRIMARY MANWAYS 修人孔进口接管 INLET NOZZLE
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
2009年3月16日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
1 初始堆芯燃料组件内的燃料棒富集度是均匀的（53x2.35w/o + 52x3.40w/o +52x4.45w/o。 2 使用1558 根硼玻璃可燃毒物棒（部分向心布置）和8832 根IFBA 可燃毒物棒；69 束控制棒（16 束灰棒，53束黑棒）。 3 每束灰棒由4 根 Ag-In-Cd 棒和20 根不锈钢棒组成。黑棒则由24 根 Ag-In-Cd 棒组成。 4 使用157 个西屋最新的17X17 14 英尺（426.72 厘米）Robust 燃料组件；具备不调硼负荷跟随能力；从初始堆芯开始就实现18 个月长燃料循环；设计先进；设计方法和设计内容与第二代压水堆相比有一定改进；基本达到第三代压水堆的要求。是世界上先进的堆芯核设计之一。
10B+1N 0
→7Li+4α
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
燃料元件；157盒燃料元件排列：17×17一289根控制捧（黑捧）；53束灰棒：16 每束控制棒有24根元件，其中： 12根为不锈钢材料 12根强吸收中子材料
2009年3月16汽发生器的排污流量（0.061%）：2.07T/h ～每台蒸汽发生器最大排污流量（0.61%）：20.7T/h ～在110%设计压力下，每台蒸汽发生器安全阀的排放能力：3740T/h ～每台蒸汽发生器释放阀排放能力：在0.689MPa压力下，排放量：32 T/h 在8.274MPa压力下，排放量：46.3 T/h
DIVIDER PLATE 隔板
出口接管
2009年3月23日星期一
BOTTOM VIEW 仰视图
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
1，蒸汽发生器：2台，垂直倒U形管，再循环设计下封头（管板，隔板，进出口接管，人孔）筒体（传热管，传热管支承板），给水环，初级蒸水分离器，二级蒸水分离器每台蒸汽发生器的管子数；10,025根蒸汽发生器总高：22.5m 2，蒸汽发生器设计参数：～每台蒸汽发生器的蒸汽流量：3400T/h ～总的蒸汽流量：6795T/h ～给水温度：227℃ ～蒸汽发生器出口压力：5.612MPa ～设计压力：8.274 MPa ～设计温度：316℃
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月16日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
FLOW流量限制器 RESTRICTOR STARTUP FEEDWATER 启动给水接管 NOZZLE
2009年3月16日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23星期一
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2，反在堆冷却剂系统主要设计参数
设计压力：17.1MPa（174.5Kg/cm2）设计温度：343℃（稳压器的设计温度：360℃）运行压力：15.4 MPa 热段处冷却剂的温度321.1 °C 冷段处冷却剂的温度280.7 °C 热段处冷却剂的流量40348 m3/hr（23m/s）一‘最大’ 冷段处冷却剂的流量17886 m3/hr（20.25 m/s式）热段处冷却剂的压力15.50 MPa 冷段处冷却剂的压力15.93 MPa
2009年3月16日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
2009年3月23日星期一
三，反应堆冷却剂系统一RCS
反应堆冷却剂泵：4台屏蔽泵电动机铭牌额定值，5,220 kW 设计流量；17886m3/h 压头；111.3m 转速：1800rpm（频率60ZH可调）每回路最佳估计流量；35,658 m3/hr（热管段）总高：6.69m