压水堆核电厂事故工况下最大上充流量的数值研究

作     者：王志刚 王晓江 李丽娟 李军 WANG Zhi-gang;WANG Xiao-jiang;LI Li-juan;LI Jun

作者机构：中国核电工程有限公司北京100840 

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

年 卷 期：2010年第31卷第S1期

页      码：73-76,82页

摘      要：使用计算流体软件Flowmaster 7.5模拟了某压水堆核电站的化学和容积控制系统(RCV)以及安全注入系统(RIS)。通过将正常工况下的模拟计算结果与设计参考值进行对比,验证了模型的可靠性。使用该模型预测了发生蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)后安全注入模式转为上充模式时最大上充流量与一回路压力的关系,并定量比较了采用不同数量的低压安注泵为上充泵增压时最大上充流量和相应主泵密封注入流量与一回路压力的关系。

主 题 词：压水堆 蒸汽发生器传热管破裂 计算流体 一回路系统 化学和容积控制系统 安全注入系统 

学科分类：082703[082703] 08[工学] 0827[工学-食品科学与工程类] 

核心收录：

馆 藏 号：203978968...