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核电站非能动余热排出系统误开事故仿真研究 被引量：2
1
作者 李明岩 彭敏俊 张志俭 《应用科技》 CAS 2009年第12期52-55,共4页
针对非能动余热排出系统在安全壳内的布置方式及运行原理,如果非能动余热排出系统(PRHR:pas-sive residual heat removal)在反应堆正常运行时投入,其效果相当于产生堆芯冷水事故,威胁到堆芯的安全.应用Topmeret、THEATRe建模软件对AP100... 针对非能动余热排出系统在安全壳内的布置方式及运行原理,如果非能动余热排出系统(PRHR:pas-sive residual heat removal)在反应堆正常运行时投入,其效果相当于产生堆芯冷水事故,威胁到堆芯的安全.应用Topmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统误开事故进行仿真研究,分析在此事故下堆芯的安全性.结果表明:在非能动余热排出系统误开的事故中,堆芯的压力、温度及燃料表面温度变化均小于安全域值. 展开更多
关键词 AP1000 非能动余热排出系统误开 topmeret THEATRE 核电站
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