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支撑CAP1400研发设计和安全审评促进我国先进核电技术创新能力提升--大型先进压水堆核电站重大专项课题“CAP1400非能动安全壳冷却系统性能研究及试验”成果: 收藏
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引用; 《科技成果管理与研究》2019年第5期 52-55页; 作者：王勇刘鑫张迪王章立国家核电技术有限公司本部工程管理部上海核工程研究设计院堆芯设计所、燃料材料研究所、先进核电技术研究中心不详; CAP1400是在消化、吸收和全面掌握三代核电AP1000技术基础上再创新形成的功率更大的非能动大型先进压水堆核电型号,是中国核电的重要名片。作为CAP1400的重要安全系统和设计特征,非能动安全壳冷却系统(PCS)利用事故后的重力注射和自然循...; CAP1400是在消化、吸收和全面掌握三代核电AP1000技术基础上再创新形成的功率更大的非能动大型先进压水堆核电型号,是中国核电的重要名片。作为CAP1400的重要安全系统和设计特征,非能动安全壳冷却系统(PCS)利用事故后的重力注射和自然循环,以壳内蒸汽冷凝、壳外水膜蒸发为主要排热途径,带走安全壳内热量,确保安全壳完整性以确保核电厂安全。鉴于堆芯功率提升和安全壳容量增加,CAP1400需进一步开展试验验证和研究。; 来源：详细信息评论

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