AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算

发布时间：2018-04-19 14:33

  本文选题：AP + RELAP　； 参考：《核科学与工程》2015年02期

【摘要】：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。
[Abstract]:Based on the optimal estimation program RELAP5 / MOD3.3, the coolant system and inactive core cooling system of AP1000 nuclear power plant are modeled and analyzed. The pressure and flow rate of the system are obtained under the double end fracture accident of direct injection pipeline.The transient change of the key parameters such as the water loading capacity of the system is basically consistent with that of the Westinghouse Company using the NOTRUMP program.The analysis shows that the non-active special safety device of the 1 / AP1000 can effectively cool and reduce the pressure of the primary circuit and prevent the core from overheating. The safety of the AP1000 after the DVI double end fracture accident is verified.
【作者单位】： 环境保护部核与辐射安全中心;
【基金】：大型先进压力堆及高温气冷堆电站国家科技重大专项CAP1400安全审评关键技术研究(2013ZX06002001)
【分类号】：TM623;TL364.4

【参考文献】

相关期刊论文 前1条

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【共引文献】

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本文编号：1773489