RELAP5／MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究

来源 :原子能科学技术 | 被引量 : 0次 | 上传用户：zhjjchj

【摘要】

：

AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故（SBLOCA），缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA 研究，对于非能动电厂SBLOCA研究的适用

【作者】

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徐财红史国宝

【机构】

：

上海核工程研究设计院

【出处】

：

原子能科学技术

【发表日期】

：

2014年2期

【关键词】

：

APEX-1000 非能动堆芯冷却系统 RELAP5 MOD3 3 小破口失水事故 APEX-1000 passive core cooling system

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AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故（SBLOCA），缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA 研究，对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析，结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型，对其进行评估和改进。为验证改进后的REL A P5/M OD3.3的适用性，以A P1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象，分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析

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