本文關(guān)鍵詞：非能動安全殼冷卻系統(tǒng)模擬分析程序PCCSAP-3D及其驗證　出處：《核動力工程》2016年02期 　論文類型：期刊論文

  更多相關(guān)文章： 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCCS) 分析程序 先進(jìn)壓水堆

【摘要】：PCCSAP-3D是我國自主開發(fā)用于分析評價非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCCS)的專用程序。通過對AP1000反應(yīng)堆系統(tǒng)進(jìn)行建模,使用PCCSAP-3D模擬分析AP1000在假想的冷卻劑喪失(LOCA)以及主蒸汽管道破裂事故(MSLB)等設(shè)計基準(zhǔn)事故下非能動安全系統(tǒng)的運行瞬態(tài),并與西屋公司開發(fā)的非能動冷卻系統(tǒng)分析程序WGOTHIC的計算結(jié)果進(jìn)行對比。分析結(jié)果顯示,兩者吻合良好,PCCS能夠有效地將假想事故下安全殼內(nèi)的壓力控制在設(shè)計安全限值以下。初步驗證PCCSAP-3D程序?qū)τ贏P1000反應(yīng)堆PCCS冷卻性能評價的可用性。
[Abstract]:PCCSAP-3D is a special program developed by China to analyze and evaluate the cooling system of inactive containment. The AP1000 reactor system is modeled. PCCSAP-3D Simulation Analysis of AP1000 in hypothetical coolant loss and main Steam Pipeline failure. The transient operation of the passive safety system under the same design reference accident. The results are compared with the calculation results of the non-active cooling system analysis program WGOTHIC developed by Westinghouse. The results show that the two methods are in good agreement with each other. PCCS can effectively control the pressure in containment under a hypothetical accident below the design safety limit. Preliminary verification of PCCSAP-3D program for AP1000 reactor PCCS cooling performance evaluation. Availability of
【作者單位】： 清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院;國家核電技術(shù)研發(fā)中心;
【分類號】：TL364.3
【正文快照】： 0引言非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCCS)是大型先進(jìn)壓水堆AP1000主要的被動安全系統(tǒng)之一,其通過重力、對流等自然物理現(xiàn)象將假想設(shè)計基準(zhǔn)事故下堆內(nèi)熱量移出至環(huán)境,以避免安全殼加熱超壓所可能導(dǎo)致的放射性物質(zhì)外泄。為了評價AP1000的PCCS性能,西屋公司除了進(jìn)行各種單項和整體性的實

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