AP1000核电厂ATWS事故分析

作     者：陈文虎 蔡伟 葛珍珍 Chen Wenhu;Cai Wei;Ge Zhenzhen

作者机构：深圳中广核工程设计有限公司上海分公司上海200241 中科华核电技术研究院有限公司广东深圳518026 

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

年 卷 期：2014年第35卷第S1期

页      面：161-165页

核心收录：

学科分类：08[工学] 0807[工学-动力工程及工程热物理] 0827[工学-核科学与技术] 082701[工学-核能科学与工程] 0703[理学-化学] 0801[工学-力学（可授工学、理学学位）] 

主　　题：未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS) 失去正常给水 多样化驱动系统(DAS) 

摘      要：对美国三代核电厂(AP1000)所有未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)进行分析,确定失去正常给水ATWS为最极限的ATWS。通过敏感性分析对多样化驱动系统(DAS)控制保护逻辑进行改进:蒸汽发生器(SG)宽量程低水位触发蒸汽旁排隔离及堆芯补水箱(CMT)动作,并立即停运主冷却剂泵(RCP)。按照改进后的DAS逻辑进行最终工况分析,结果表明:在整个电厂寿期内,考虑最极限的慢化剂温度系数(MTC),失去正常给水ATWS的反应堆冷却剂系统(RCS)峰值压力满足验收准则,且有较大的裕度。