用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究

• 作者: 徐珍 柯晓 郑尧瑶
• 来源期刊: 原子能科学技术
• 关键词: 丧失主给水ATWS 蒸汽旁排 堆芯补水箱特性 反应堆冷却剂泵停运 启动给水系统 蒸汽发生器传热
• 年，卷（期）: 2010,（z1）
• 页码范围: 264-268
• 分类号: TL364
• 语种: 中文

摘要

极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态.为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析.对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析.分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	柯晓		4	9	1.0	3.0
2	郑尧瑶		6	5	1.0	1.0
3	徐珍		5	2	1.0	1.0