AC600二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置调试及其经验

根据ＡＣ６００二次侧非能余动余排出系统实验装置的调试程序，运行规程及调试大纲，进行了该实验装置调试，测试结果表明：ＡＣ６００二次侧非能动余热排出系统实验装置设计是成功的，可以进行ＡＣ６００二次侧非能余热堆芯排出系统实验研究。     

中国改进型压水堆核电站AC—600的主要设计特点及其与AP—600的比较

文中主要介绍了中国ＡＣ６００核电站在设计参数、堆芯设计、主系统、非能动专设安全设施等方面的设计特点，并与美国ＡＰ－６００核电站设计进行了比较，给出了ＡＣ－６００与ＡＰ－６００的主要区别。     

中国改进型压水堆核电站AC－600的主要设计特点及其与AP－600的比较

文中主要介绍了中国ＡＣ－６００核电站在设计参数、堆芯设计、主系统、非能动专设安全设施等方面的设计特点，并与美国ＡＰ－６００核电站设计进行了比较，给出了ＡＣ－６００与ＡＰ－６００的主要区别。     

AC600二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置及研究计划

ＡＣ６００二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置是一座大型非能动安全系统实验研究装置，在设计上，它以热工水力模拟理论及模拟准则为依据，在保持原型系统主要热工水力现象和过程的前提下，对系统进行了必要的简化，本文介绍了该实验装置回路，电气，仪表及测控系统的设计原则和设计结果，以及第一阶段研究计划和内容，最后，根据调试和运行结果总结了设计特点和经验。     

AC600的开发目标及进展

ＡＣ６００是根据世界核电发展趋势和用户要求，结合我国国情和技术基础而开发的中等容量规模、新型的下一代核电站。ＡＣ６００的主要设计特点为：选用先进的堆芯和非能动安全系统，采用二环路标准设计和国际通用设备，以及先进的控制室和模块式建造；同时对现有的系统进行简化，提高核电站的可运行性，降低建造和运行成本。为加速我国下一代先进堆的开发进程，开展了与美国西屋公司的联合经济技术研究。在ＡＣ６００的基础上，开发     

AC600全压堆芯补水箱补水实验研究

全压堆芯冰箱（ＣＭＴ）是ＡＣ６００压水堆非能动高压安注系统的主要设备。全压堆芯补水箱补水实验主要研究中,小破口失水事故时ＣＭＴ的重力排放特性,为验证安全分析计算机程序试验数据,中国核动力研究院建造了ＣＭＴ补水实验装置,并在该装置上模拟反应堆主管道中,小破口失水事故动态工况,完成了ＣＭＴ补水实验,本文给出了小破口失水事故工况堆芯水箱补水试验结果与分析。,     

AC—600PWR蒸汽发生器模拟体设计

介绍了ＡＣ－６００ＰＷＲ二次侧非能动应急堆芯余热排出系统整体效应实验装置中蒸汽发生器（ＳＧ）模拟体的模拟准则和主要设计特点。其主要模拟准则为功率－容积比准则，但在尽量保证再现原型主要热工水力过程的前提下，进行了适当的修改和简化。该模拟体总体比例为１／３９０，换热管束及内件可更换，以满足不同实验研究要求。     

AC－600PWR蒸汽发生器模拟体设计

介绍了ＡＣ－６００ＰＷＲ二次侧非能动应急堆芯余热排出系统整体效应实验装置中蒸汽发生器（ＳＧ）模拟体的模拟准则和主要设计特点。其主要模拟准则为功率－容积比准则，但在尽量保证再现原型主要热工水力过程的前提下，进行了适当的修改和简化．该模拟体总体比例为１／３９０，换热管束及内件可更换，以满足不同实验研究要求。     

AC600主泵电机的初步设计

ＡＣ６００中的主泵电机应为转动惯量，高可靠性，高效率和起动性能良好的屏蔽电动机，本文介绍了ＡＣ６００主泵电机的特点，设计准则和技术要求，初步设计，计算结果和性能分析，并提出了ＡＣ６００主泵电机研究设计所需解决的问题。     

CPWR640堆芯核设计

中国６００ＭＷ核电机组ＣＰＷＲ６４０先进反应堆的特点是采用先进燃料组件,低功率密度堆芯,长循环低泄漏燃料管理方式,由钆可燃毒物补偿堆芯后备反应性,本文介绍了ＣＰＷＲ６４０反应堆的核设计准则,堆芯特性与主要参数,并给出了堆芯核设计的主要计算机程序,计算结果及分析。