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AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算
被引量:
4
1
作者
乔雪冬
王昆鹏
+4 位作者
靖剑平
孙微
安捷铷
贾斌
张春明
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2015年第2期306-313,共8页
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的...
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。
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关键词
AP1000
RELAP5
直接注入管线
小破口失水事故
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职称材料
题名
AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算
被引量:
4
1
作者
乔雪冬
王昆鹏
靖剑平
孙微
安捷铷
贾斌
张春明
机构
环境保护部核与辐射安全中心
出处
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2015年第2期306-313,共8页
基金
大型先进压力堆及高温气冷堆电站国家科技重大专项CAP1400安全审评关键技术研究(2013ZX06002001)
文摘
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。
关键词
AP1000
RELAP5
直接注入管线
小破口失水事故
Keywords
AP1000
RELAP5
direct vessel injection
small break LOCA
分类号
TL331 [核科学技术—核技术及应用]
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作者
出处
发文年
被引量
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1
AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算
乔雪冬
王昆鹏
靖剑平
孙微
安捷铷
贾斌
张春明
《核科学与工程》
CSCD
北大核心
2015
4
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