核科学与工程
覈科學與工程
핵과학여공정
Nuclear Science and Engineering
2015年
2期
306-313
,共8页
乔雪冬%王昆鹏%靖剑平%孙微%安捷铷%贾斌%张春明
喬雪鼕%王昆鵬%靖劍平%孫微%安捷銣%賈斌%張春明
교설동%왕곤붕%정검평%손미%안첩여%가빈%장춘명
AP1000%RELAP5%直接注入管线%小破口失水事故
AP1000%RELAP5%直接註入管線%小破口失水事故
AP1000%RELAP5%직접주입관선%소파구실수사고
AP1000%RELAP5%direct vessel injection%small break LOCA
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致.分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性.
基于壓水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,對AP1000覈電廠冷卻劑繫統和非能動堆芯冷卻繫統進行建模分析,得到在直接註入管線髮生雙耑斷裂事故下,繫統壓力、破口流量、繫統水裝量等關鍵參數的瞬態變化,計算結果與西屋公司採用NOTRUMP程序的計算結果基本一緻.分析錶明:AP1000的非能動專設安全設施能有效對一迴路進行冷卻和降壓,防止堆芯過熱,驗證瞭AP1000髮生DVI雙耑斷裂事故後的安全性.
기우압수퇴최가고산정서RELAP5/MOD3.3,대AP1000핵전엄냉각제계통화비능동퇴심냉각계통진행건모분석,득도재직접주입관선발생쌍단단렬사고하,계통압력、파구류량、계통수장량등관건삼수적순태변화,계산결과여서옥공사채용NOTRUMP정서적계산결과기본일치.분석표명:AP1000적비능동전설안전설시능유효대일회로진행냉각화강압,방지퇴심과열,험증료AP1000발생DVI쌍단단렬사고후적안전성.
