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国际合建过热沸水堆(SBWR)

作     者:田木 

出 版 物:《国外核新闻》 (Foreign Nuclear News)

年 卷 期:1991年第4期

页      面:12-13页

主  题:沸水堆 安全壳 停堆 电力需求 轻水堆 能源需求 冷却剂丧失 反应堆事故 SBWR 控制棒 反应堆材料 堆芯 反应堆部件 

摘      要:【《欧洲核能世界浏览》1990年11-12月号第15页报道】过热沸水堆(SBWR)是美国通用电气公司(GE)及其合作者,为了满足未来电力需求正在设计的下一代轻水堆(LWR)。下面简要介绍SBWR的一些设计特点。简单直接循环沸水堆(BWR):没有中间回路,因此比其它反应堆系统简单。自然循环省掉了循环泵、管路和控制

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