主泵参数变化对失水事故后果影响分析

作     者：党高健 黄代顺 高颖贤 何晓强 Dang Gaojian;Huang Daishun;Gao Yingxian;He Xiaoqiang

作者机构：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 

出 版 物：《核动力工程》 (Nuclear Power Engineering)

年 卷 期：2015年第36卷第1期

页      码：132-136页

摘      要：基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯热工水力后果;应用ATHIS和FORCET程序分析失水事故喷放阶段的反应堆冷却剂主管道水力载荷。结果表明,主泵相似特性曲线的变化对大LOCA事故再淹没阶段的堆芯热工特性影响很大,采用不同主泵时的最高峰值包壳温度(PCT)相差很大;而主泵自由容积对失水事故喷放阶段的卸压波传递影响较大,导致采用不同主泵时的反应堆冷却剂主管道水力载荷有所不同。

主 题 词：相似特性曲线 自由容积 失水事故 峰值包壳温度 水力载荷 

学科分类：08[工学] 0807[工学-电子信息类] 0827[工学-食品科学与工程类] 082701[082701] 0703[理学-化学类] 0801[工学-力学类] 

核心收录：

D　O　I：10.13832/j.jnpe.2015.01.0132

馆 藏 号：203459010...