AP1000核电厂自动泄压系统误启动事故计算

发布时间：2019-01-29 02:10

【摘要】：基于最佳估算程序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了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果进行了比较与分析。结果表明:AP1000核电厂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ADS阀门误启动事故后的安全性。
[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 system pressure and break flow rate are obtained under the misstarting accident of (ADS) valve in the automatic pressure relief system. The transient variation of the system water loading and other parameters is compared and analyzed with the calculation results of Westinghouse Company using NOTRUMP program. The results show that the passive special safety facilities in AP1000 nuclear power plant can effectively cool and lower the primary circuit, prevent the core from overheating, and verify the safety of the AP1000 after the misoperation of the ADS valve.
【作者单位】： 环境保护部核与辐射安全中心;
【基金】：大型先进压水堆及高温气冷堆电站国家科技重大专项资助项目(2013ZX06002001)
【分类号】：TL364.4

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本文编号：2417537