| 反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究 |
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| 引用本文： | 丁书华,钱立波,吴丹.反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究[J].核动力工程,2013,34(Z1). |
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| 作者姓名： | 丁书华 钱立波 吴丹 |
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| 作者单位： | 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,成都,610041 |
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| 摘 要： | 以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟.主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响.研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰值包壳温度相差近150℃.通过合理优化或改进主泵特性可以为核电厂大破口失水事故带来更大的安全裕量.
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| 关 键 词： | 主泵特性曲线 大破口失水事故 AP1000 |
Analysis of Effect of Hydraulic Characteristic of Reactor Coolant Pump on Large-Break Loss-of-Coolant Accident |
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| DING Shu-hua
,
QIAN Li-bo
,
WU Dan.Analysis of Effect of Hydraulic Characteristic of Reactor Coolant Pump on Large-Break Loss-of-Coolant Accident[J].Nuclear Power Engineering,2013,34(Z1). |
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| Authors: | DING Shu-hua QIAN Li-bo WU Dan |
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| Abstract: | |
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| Keywords: | Pump characteristics curve Large-break loss-of-coolant accident AP1000 |
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