AP1000乏燃料池非能动冷却系统事故后冷却能力分析

• 作者: 苏夏
• 来源期刊: 中国核电
• 学科: 工学
• 关键词: AP1000 乏燃料池冷却 非能动安全补水 升温-沸腾
• 年，卷（期）: 2013,（2）
• 所属期刊栏目: 核电技术
• 页码范围: 124-128
• 页数: 5页
• 分类号: TL36
• 字数: 5002字
• 语种: 中文

摘要

AP1000乏燃料池冷却系统采用了先进的非能动设计理念,事故后以池水升温-沸腾的方式带走衰变热,并通过持续的非能动安全补水保证乏燃料安全.对AP1000乏燃料池冷却系统的事故后冷却能力进行分析发现,在核电厂正常换料工况和应急整堆芯卸载工况下,安全水源重力注水能保证事故后72 h内乏燃料安全；在核电厂正常整堆芯换料过程中应等待约56 h,以保证非能动安全壳冷却水箱可为乏燃料池补水,确保堆芯和乏燃料池安全.长期补水可以通过预留的安全接口持续进行.补水手段事故后有效,仅需操纵员有限干预.相对传统乏燃料池冷却系统设计,AP1000能更好地应对冷却丧失的事件.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	苏夏		7	26	3.0	5.0