AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析

• 作者: 安婕铷 贾祥 靖剑平
• 来源期刊: 原子能科学技术
• 关键词: RELAP5/MOD3.3 程序 AP1000 主给水管道断裂事故 非能动核电厂
• 年，卷（期）: 2016,（8）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 1422-1427
• 页数: 6页
• 分类号: TL33
• 语种: 中文
• DOI: 10.7538/yzk.2016.50.08.1422

摘要

AP1000是目前国际上典型的“三代”非能动核电厂,基于最佳估算程序 RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下 AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	靖剑平		42	90	5.0	7.0
2	安婕铷		7	11	2.0	3.0