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1)  Emergency cooling system
应急冷却系统
1.
Passive Core Emergency Cooling System Test Research;
非能动堆芯应急冷却系统试验
2)  emergency plant cooldown system
电站紧急冷却系统,电站应急冷却系统
3)  post-incident cooling system
事故后冷却系统;应急冷却系统
4)  Emergency core cooling system
堆芯应急冷却系统
5)  Emergency Core Cooling System
应急堆芯冷却系统
1.
Reliability Analyse and Test Frequency Optimization of Motorized Isolation Valves of Emergency Core Cooling System;
应急堆芯冷却系统电动阀的可靠性分析及试验频率优化
6)  EPCS (emergency plant cooldown system)
电站应急冷却系统
补充资料:辅助(应急)给水系统


辅助(应急)给水系统
auxiliary /emergency feedwater system

fuzhu(yrngJ一)Jlshu,x一long辅助(应急)给水系统(auxiliary/emergeneyfeedwater system)在英汽发生器主给水系统失效时向燕汽发生器供水的系统。它是核电厂专设安全设施之一。当主给水系统不能工作时,为防止燕汽发生器烧干.辅助给水系统作为应急给水系统向燕汽发生器供水。有些核电厂未另设起动和停堆给水系统,则本系统兼作主给水系统的后备系统,在起动、热备用和停堆时向燕汽发生器供水。有些核电厂把辅助给水系统专门用于事故工况,另设起动和停堆给水系统用于正常起动、热备用和停堆。 本系统须能在能动部件单一故障情况下仍不丧失其应有的功能。它通常设有两个系列。每个系列设有两台容盆至少为50%的电动辅助给水泵或容t为100%的柴油机驱动或汽轮机驱动辅助给水泵。每个系列的辅助给水泵均能向任何一台燕汽发生器供水,其容t足以单独排出反应堆的全部余热(见图)。给水泵的水源要求多样化,例如凝结水箱、除氧器、除盐水箱、漫清水箱或水池等,且至少有一个水源的储箱需按抗展I类设计。各系列的给水泵及其原动机需满足抗展和抗环境影响的要求,并分别布t在实体分隔的房间内.系统在发生假定的能动部件单一故障和反应堆处于热停堆的状态下应能运行至少4h.接着再运行到一次冷却荆系统中的冷却剂的温度降低至余热排出系统能投人工作的温度(约18。℃)。本系统属核安全2级.┌─┬────┐ │) │电森淤 ├─┐│ │奚藻法. │ ││ │ ├─┘└─┴────┘ 辅助给水系统流程原理图
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参考词条