本文選題：相似特性曲線 + 自由容積��； 參考：《核動力工程》2015年01期

【摘要】：基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差異,分析主泵相似特性曲線和自由容積的變化對失水事故(LOCA)后果的影響。針對嶺澳核電站二期反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng),應(yīng)用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯熱工水力后果;應(yīng)用ATHIS和FORCET程序分析失水事故噴放階段的反應(yīng)堆冷卻劑主管道水力載荷。結(jié)果表明,主泵相似特性曲線的變化對大LOCA事故再淹沒階段的堆芯熱工特性影響很大,采用不同主泵時的最高峰值包殼溫度(PCT)相差很大;而主泵自由容積對失水事故噴放階段的卸壓波傳遞影響較大,導(dǎo)致采用不同主泵時的反應(yīng)堆冷卻劑主管道水力載荷有所不同。
[Abstract]:Based on the difference between 100D main pump and ANDRITZ main pump, the influence of the similar characteristic curve of main pump and the change of free volume on the consequence of water loss accident is analyzed. In view of the coolant system of the second stage reactor of Lingao Nuclear Power Plant, CATHARE GB program and CONPATE4 program are used to analyze the thermal-hydraulic consequences of the core of the large crack LOCA accident reactor core, and the ATHIS and FORCET programs are used to analyze the hydraulic load of the main reactor coolant pipeline in the stage of water-loss accident ejection. The results show that the variation of the similar characteristic curve of the main pump has a great influence on the thermal characteristics of the reactor core in the stage of re-submergence of the large LOCA accident, and the maximum peak cladding temperature of the main pump varies greatly. The free volume of the main pump has a great influence on the pressure relief wave transfer in the stage of water loss accident, which leads to the different hydraulic loads of the reactor coolant pipeline with different main pumps.
【作者單位】： 中國核動力研究設(shè)計院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室;
【分類號】：TL364.4

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本文編號：1956293