非能动余热排出换热器在主给水管道断裂事故下的冷却能力研究

• 作者: 吴昊 肖三平 陈树山
• 来源期刊: 原子能科学技术
• 关键词: 主给水管道断裂 非能动余热排出换热器 冷却能力
• 年，卷（期）: 2016,（3）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 454-458
• 页数: 5页
• 分类号: TL353
• 语种: 中文
• DOI: 10.7538/yzk.2016.50.03.0454

摘要

利用LOFTRAN2程序研究了某核电厂蒸汽发生器主给水管道断裂事故工况下非能动余热排出换热器（PRHR HX）的冷却能力。分析结果表明，在极端事故工况下，反应堆冷却剂系统（RCS）的长期冷却能够持续进行，PRHR HX能够在36 h内将RCS冷却到215.6℃，符合先进轻水堆用户要求文件（URD）的规定。敏感性分析表明，PRHR HX污垢系数和安全壳内置换料水箱初始温度对长期冷却能力有重要影响，在实际运行中需引起注意。

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	肖三平		4	4	1.0	1.0
2	陈树山		4	3	1.0	1.0
3	吴昊		3	3	1.0	1.0