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基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究 被引量:6
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作者 靖剑平 乔雪冬 +3 位作者 贾斌 庄少欣 孙微 张春明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期646-653,共8页
基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果... 基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。 展开更多
关键词 RELAP5/MOD3.3 AP1000 冷却剂泵卡轴 蒸汽发生器传热管破裂 直接注射管线双端断裂
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AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究 被引量:2
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作者 肖三平 钱辉 +1 位作者 吴昊 陈树山 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期437-440,共4页
本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有... 本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有较大的裕量。 展开更多
关键词 安全壳内置换料水箱 压力容器直接注入管线断裂 低压安注
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