【摘要】：基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,對AP1000核電廠冷卻劑系統(tǒng)和非能動堆芯冷卻系統(tǒng)進行了建模分析,得到了自動泄壓系統(tǒng)(ADS)閥門誤啟動事故下,系統(tǒng)壓力、破口流量、系統(tǒng)水裝量等參數(shù)的瞬態(tài)變化,計算結(jié)果與西屋公司采用NOTRUMP程序的計算結(jié)果進行了比較與分析。結(jié)果表明:AP1000核電廠的非能動專設安全設施能有效對一回路進行冷卻和降壓,防止堆芯過熱,驗證了AP1000發(fā)生ADS閥門誤啟動事故后的安全性。
[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.
【作者單位】： 環(huán)境保護部核與輻射安全中心;
【基金】：大型先進壓水堆及高溫氣冷堆電站國家科技重大專項資助項目(2013ZX06002001)
【分類號】：TL364.4

【相似文獻】

相關(guān)期刊論文 前10條

1 龔湛;林萌;劉鵬飛;楊燕華;;AP1000核電站仿真分析平臺的研發(fā)[J];熱力發(fā)電;2012年03期

2 黃美良;金思奇;秦戈;;AP1000與EPR堆芯中子注量率測量系統(tǒng)的差異性比較和分析[J];核電子學與探測技術(shù);2012年02期

3 李瑩瑩;楊樹彬;楊安民;張迎春;;AP1000爆破閥內(nèi)彈道仿真及實驗研究[J];火工品;2013年04期

4 高永軍;關(guān)銳;;AP1000設備技術(shù)轉(zhuǎn)讓與國產(chǎn)化過程中的風險管理淺析[J];中國核電;2009年04期

5 劉立欣;鄭利民;周全福;;AP1000核電廠典型的運行瞬態(tài)分析[J];核技術(shù);2012年11期

6 林千;周全福;;AP1000核電廠氫氣點火器功能分析[J];原子能科學技術(shù);2012年01期

7 本刊編輯部;;第三代核電技術(shù)AP1000或成為中國核能新引擎[J];華北電力技術(shù);2012年02期

8 劉樂;張豐平;;AP1000自動卸壓系統(tǒng)閉鎖功能及可靠性分析[J];中國高新技術(shù)企業(yè);2013年11期

9 陳文虎;蔡偉;葛珍珍;;AP1000核電廠ATWS事故分析[J];核動力工程;2014年S1期

10 廖亮;周全福;;AP1000核電廠喪失主給水ATWS事故CMT注射分析[J];原子能科學技術(shù);2011年12期

相關(guān)會議論文 前3條

1 王甲強;徐輝;;電子化規(guī)程在AP1000設計中的應用[A];中國核科學技術(shù)進展報告——中國核學會2009年學術(shù)年會論文集（第一卷·第2冊）[C];2009年

2 金飛;;AP1000自動卸壓系統(tǒng)的特點和設計優(yōu)化[A];中國核科學技術(shù)進展報告（第二卷）——中國核學會2011年學術(shù)年會論文集第2冊（鈾礦冶分卷、核能動力分卷（上））[C];2011年

3 陳文虎;蔡偉;葛珍珍;;AP1000核電廠ATWS事故分析[A];中國核學會核能動力分會2013年學術(shù)研討會論文集[C];2013年

，

本文編號：2417537