非能动核电站主给水丧失事故仿真研究

摘要：

AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析.本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统进行仿真,验证在主给水丧失事故条件下PRHRS、CMT系统运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性.结果表明:在事故条件下,PRHRS、CMT系统能够及时、有效地排出堆芯衰变热,保证堆芯的安全.此结论对AP1000电站的实际运行有一定的参考作用.

关键词：AP1000、非能动余热排出系统、主给水丧失、仿真

所属期刊栏目：44

分类号：TL353.12(核反应堆工程)

在线出版日期：2010-06-21（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共5页

页码：436-440