非能动核电站主给水丧失事故仿真研究
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.
AP1000、非能动余热排出系统、主给水丧失、仿真
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TL353.12(核反应堆工程)
2010-06-21(万方平台首次上网日期,不代表论文的发表时间)
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