大破口失水事故过程中，主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下，主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂，WCOBRA／TRAC被用于大破口失水事故分析，其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性，需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI／CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析，并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明，A P1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI／CE ，现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值，计算结果相对偏于保守。
大破口失水事故 主泵 两相降级 包壳峰值温度