反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究

• 作者: 丁书华 吴丹 钱立波
• 来源期刊: 核动力工程
• 关键词: 主泵特性曲线 大破口失水事故 AP1000
• 年，卷（期）: 2013,（z1）
• 页码范围: 192-195
• 页数: 4页
• 分类号: TL364+.4
• 语种: 中文

摘要

以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟.主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响.研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰值包壳温度相差近150℃.通过合理优化或改进主泵特性可以为核电厂大破口失水事故带来更大的安全裕量.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	吴丹		11	14	2.0	3.0
2	丁书华		5	3	1.0	1.0
3	钱立波		4	3	1.0	1.0