AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析

莫小锦; 庄亚平; 佟立丽; 曹学武

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AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析

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使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出（PRHR）系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析。分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响。

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来源
《原子能科学技术》 |2012年第B09期|P.309-313|共5页
作者
莫小锦; 庄亚平; 佟立丽; 曹学武;
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作者单位

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原文格式 PDF
正文语种 CHI
中图分类 TL364.4;
关键词
主给水管道断裂事故; 非能动余热排出系统; 事故分析; AP1000;

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