核电站非能动余热排出系统误开事故仿真研究

• 作者: 张志俭 彭敏俊 李明岩
• 来源期刊: 应用科技
• 学科: 工学
• 关键词: AP1000 非能动余热排出系统误开 Topmeret THEATRe 核电站
• 年，卷（期）: 2009,（12）
• 所属期刊栏目: 动能工程
• 页码范围: 52-55
• 页数: 4页
• 分类号: TL3
• 字数: 2315字
• 语种: 中文
• DOI: 10.3969/j.issn.1009-671X.2009.12.014

摘要

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:passive 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.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	张志俭	哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室	55	299	9.0	14.0
2	彭敏俊	哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室	72	444	11.0	16.0
3	李明岩	哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室	2	11	2.0	2.0