ACR-700核电厂小破口失水事故分析

• 作者: 申森 郑利民
• 来源期刊: 核动力工程
• 关键词: ACR-700 重水堆 核电厂 小破口失水事故
• 年，卷（期）: 2006,（z1）
• 页码范围: 5-8,72
• 页数: 5页
• 分类号: TL364+.4
• 语种: 中文
• DOI: 10.3969/j.issn.0258-0926.2006.z1.002

摘要

针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析.主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管、热传输泵吸入段及反应堆出口集管3种不同破口位置的典型的最不利事故工况,确定了导致最不利事故后果的破口面积,并给出主要的计算分析结果.