AP1000是目前国际上典型的“三代”非能动核电厂,基于最佳估算程序 RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下 AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。
RELAP5/MOD3.3 程序 AP1000 主给水管道断裂事故 非能动核电厂