压水堆核电站堆芯换料设计
中国核动力院目前已经完成的大亚湾核电站、岭澳核电站、秦山第二核电厂共六个机组30次堆芯换料设计项目,均满足技术服务合同的要求。控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数、微分硼价值等设计预计值与实测值符合良好,满足国际公认的验收准则。反应堆启动物理试验和运行状况表明,设计是成功的、先进的。本文介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所使用的计算机软件，并给出了一个反应堆启动物理试验实测值与设计预计值比较的实例。
核电站 堆芯换料 反应堆
李冬生
中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室,成都,610041
国内会议
太原
中文
95-100
2006-08-08（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）