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AP1000冷凝水回流相关设计优化简介
1
作者
马柏松
庄亚平
郄卫青
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第5期79-83,共5页
在非失水事故(LOCA)事故工况下,AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统(RCS)平均温度冷却至215.6℃,但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证,确定了冷凝水损失途径。因此,执行了一系...
在非失水事故(LOCA)事故工况下,AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统(RCS)平均温度冷却至215.6℃,但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证,确定了冷凝水损失途径。因此,执行了一系列包括修改环吊梁、内部加强肋、冷凝水回流槽结构在内的设计优化。安全停堆评价证明在丧失正常给水叠加丧失厂外电源事故后,AP1000核电厂可在34.6 h内将RCS平均温度降至215.6℃。
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关键词
非能动堆芯冷却系统(PXS)
冷凝水回流
安全停堆
原文传递
题名
AP1000冷凝水回流相关设计优化简介
1
作者
马柏松
庄亚平
郄卫青
机构
山东核电有限公司
出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020年第5期79-83,共5页
文摘
在非失水事故(LOCA)事故工况下,AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统(RCS)平均温度冷却至215.6℃,但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证,确定了冷凝水损失途径。因此,执行了一系列包括修改环吊梁、内部加强肋、冷凝水回流槽结构在内的设计优化。安全停堆评价证明在丧失正常给水叠加丧失厂外电源事故后,AP1000核电厂可在34.6 h内将RCS平均温度降至215.6℃。
关键词
非能动堆芯冷却系统(PXS)
冷凝水回流
安全停堆
Keywords
Passive core cooling system(PXS)
Condensation return
Safe shutdown
分类号
TL329 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
AP1000冷凝水回流相关设计优化简介
马柏松
庄亚平
郄卫青
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2020
0
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