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| AP1000核电厂ATWS事故分析 | |
| 引用本文： | 陈文虎,蔡,伟,葛珍珍.AP1000核电厂ATWS事故分析[J].核动力工程,2014(Z1):161-165. |
| 作者姓名： | 陈文虎 蔡 伟 葛珍珍 |
| 作者单位： | 深圳中广核工程设计有限公司上海分公司;中科华核电技术研究院有限公司; |
| 摘 要： | 对美国三代核电厂(AP1000)所有未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)进行分析,确定失去正常给水ATWS为最极限的ATWS。通过敏感性分析对多样化驱动系统(DAS)控制保护逻辑进行改进:蒸汽发生器(SG)宽量程低水位触发蒸汽旁排隔离及堆芯补水箱(CMT)动作,并立即停运主冷却剂泵(RCP)。按照改进后的DAS逻辑进行最终工况分析,结果表明:在整个电厂寿期内,考虑最极限的慢化剂温度系数(MTC),失去正常给水ATWS的反应堆冷却剂系统(RCS)峰值压力满足验收准则,且有较大的裕度。 |
| 关 键 词： | 未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS) 失去正常给水 多样化驱动系统(DAS) |
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