本文選題：AP + RELAP��； 參考：《核科學(xué)與工程》2015年02期

【摘要】：基于壓水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,對(duì)AP1000核電廠冷卻劑系統(tǒng)和非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)進(jìn)行建模分析,得到在直接注入管線發(fā)生雙端斷裂事故下,系統(tǒng)壓力、破口流量、系統(tǒng)水裝量等關(guān)鍵參數(shù)的瞬態(tài)變化,計(jì)算結(jié)果與西屋公司采用NOTRUMP程序的計(jì)算結(jié)果基本一致。分析表明:AP1000的非能動(dòng)專設(shè)安全設(shè)施能有效對(duì)一回路進(jìn)行冷卻和降壓,防止堆芯過熱,驗(yàn)證了AP1000發(fā)生DVI雙端斷裂事故后的安全性。
[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.
【作者單位】： 環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心;
【基金】：大型先進(jìn)壓力堆及高溫氣冷堆電站國(guó)家科技重大專項(xiàng)CAP1400安全審評(píng)關(guān)鍵技術(shù)研究(2013ZX06002001)
【分類號(hào)】：TM623;TL364.4

【參考文獻(xiàn)】

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【共引文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：1773489