【摘要】：AP1000反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流動(dòng)全部喪失事故(簡(jiǎn)稱全失流事故)可能導(dǎo)致堆芯發(fā)生偏離泡核沸騰(DNB)。使用美國(guó)核安全管制委員會(huì)(NRC)的TRACE程序和法國(guó)子通道分析程序FLICAⅢ-F,對(duì)AP1000電廠系統(tǒng)和堆芯進(jìn)行建模,使用TRACE程序給出的全失流事故瞬態(tài)參數(shù)作為FLICAⅢ-F程序的輸入條件,進(jìn)行全失流事故DNB分析。計(jì)算結(jié)果表明:在瞬態(tài)過(guò)程中,堆芯內(nèi)偏離泡核沸騰比(DNBR)數(shù)值始終高于安全分析限值,滿足DNB設(shè)計(jì)基準(zhǔn)。通過(guò)與安全分析報(bào)告中的計(jì)算數(shù)據(jù)進(jìn)行對(duì)比,證明本文用TRACE和FLICAⅢ-F程序建立的DNB分析計(jì)算模型是合理的,能夠用于AP1000電廠的工程設(shè)計(jì)。

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本文編號(hào)：2554262