AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析

• 作者: 佟立丽 庄亚平 曹学武 莫小锦
• 来源期刊: 原子能科学技术
• 关键词: 主给水管道断裂事故 非能动余热排出系统 事故分析 AP1000
• 年，卷（期）: 2012,（z1）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 309-313
• 分类号: TL364.4
• 语种: 中文

摘要

使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析.着重分析了非能动余热排出(PRHR)系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析.分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	曹学武	上海交通大学机械与动力工程学院	97	347	9.0	11.0
2	佟立丽	上海交通大学机械与动力工程学院	76	209	7.0	9.0
3	莫小锦	上海交通大学机械与动力工程学院	2	20	2.0	2.0