【摘要】：基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,對AP1000系統(tǒng)進行了詳細的建模分析,選取冷卻劑泵卡軸事故、蒸汽發(fā)生器(SG)傳熱管破裂事故和直接注射管線雙端斷裂事故作為典型事故,獲得了典型事故工況下關(guān)鍵參數(shù)的瞬態(tài)特性和非能動系統(tǒng)響應(yīng)特性。結(jié)果表明:對于冷卻劑泵卡軸事故,一回路最大壓力為16.82 MPa,燃料包殼表面溫度最大值為1 299K,滿足驗收準則的要求;對于SG傳熱管破裂事故,破損SG的水體積為231.54m3,小于AP1000蒸汽發(fā)生器255.563m3的總?cè)莘e;對于直接注射管線雙端斷裂事故,AP1000的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)能對一回路進行冷卻和降壓,并防止堆芯裸露和燃料包殼過熱。
[Abstract]:Based on the best estimation program RELAP5/MOD3.3, the AP1000 system is modeled and analyzed in detail. The coolant pump shaft accident, the steam generator (SG) heat transfer pipe rupture accident and the direct injection pipeline double end fracture accident are selected as typical accidents. The transient characteristics of key parameters and the response characteristics of passive system under typical accident conditions are obtained. The results show that for coolant pump clamping shaft accident, the maximum pressure of the first loop is 16.82 MPa, fuel shell surface temperature of 1.299K, which meets the requirements of acceptance criteria. For the rupture accident of SG heat transfer pipe, the water volume of damaged SG is 231.54m3, which is smaller than the total volume of AP1000 steam generator 255.563m3. For the double end fracture accident of direct injection pipeline, the passive core cooling system of AP1000 can cool and reduce the pressure of the first loop, and prevent the core exposure and fuel shell overheating.
【作者單位】： 環(huán)境保護部核與輻射安全中心;
【基金】：國家科技重大專項資助項目(2011ZX06002-010,2013ZX06002-001)
【分類號】：TL364.4

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本文編號：2476719