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摘要:
建立了AP1000核电厂RELAP5 SBLOCA分析模式,并与美国西屋公司NOTRUMP程序计算结果进行比对。进一步应用此分析模式对第三代核电技术AP1000在小破口失水事故下的设计特性、破口面积大小以及功率提升对小破口失水事故现象的影响进行了量化的分析研究。自动降压系统ADS失效量化分析结果显示,ADS失效时堆芯内的水在17 500s左右堆芯水位将无法有效覆盖燃料,说明自动降压系统对AP1000的反应堆冷却系统在小破口失水事故工况下的泄压是不可缺少的。分析结果进一步显示,在小破口失水事故下,破口面积越大,包壳峰值温度会越高,破口面积每增加0.012 26m2(5%管道面积),PCT温度上升约36K;提升功率也会使包壳峰值温度升高,分析结果显示每增加5%功率,小破口失水事故的PCT上升约42.26K。
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文献信息
篇名 AP1000核电厂RELAP5 SB-LOCA分析模式建立与应用
来源期刊 电力与能源 学科 工学
关键词 包壳峰值温度 自动降压 小破口失水事故 功率提升 RELAP5程式
年,卷(期) 2011,(6) 所属期刊栏目 学术前沿
研究方向 页码范围 457-461
页数 5页 分类号 TM623.7
字数 语种 中文
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 梁国兴 12 28 4.0 5.0
2 林支康 3 9 2.0 3.0
3 殷煜皓 4 21 3.0 4.0
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研究主题发展历程
节点文献
包壳峰值温度
自动降压
小破口失水事故
功率提升
RELAP5程式
研究起点
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引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
能源技术
双月刊
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