10.3969/j.issn.0258-0918.2015.02.019
AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致.分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性.
AP1000、RELAP5、直接注入管线、小破口失水事故
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TL331(核反应堆工程)
大型先进压力堆及高温气冷堆电站国家科技重大专项CAP1400安全审评关键技术研究2013ZX06002001
2015-10-27（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）
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306-313
