【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(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)進(jìn)行了建模分析,得到了自動(dòng)泄壓系統(tǒng)(ADS)閥門誤啟動(dòng)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(jì)算結(jié)果與西屋公司采用NOTRUMP程序的計(jì)算結(jié)果進(jìn)行了比較與分析。結(jié)果表明:AP1000核電廠的非能動(dòng)專設(shè)安全設(shè)施能有效對一回路進(jìn)行冷卻和降壓,防止堆芯過熱,驗(yàn)證了AP1000發(fā)生ADS閥門誤啟動(dòng)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(hù)部核與輻射安全中心;
【基金】：大型先進(jìn)壓水堆及高溫氣冷堆電站國家科技重大專項(xiàng)資助項(xiàng)目(2013ZX06002001)
【分類號】：TL364.4

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本文編號：2417537