用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究
作者单位：上海核工程研究设计院
会议名称：《第六届(2010年)北京核学会核技术应用学术交流会》
会议日期：2010年
学科分类：08[工学] 082701[工学-核能科学与工程] 0827[工学-核科学与技术]
关 键 词：丧失主给水ATWS 蒸汽旁排 堆芯补水箱特性 反应堆冷却剂泵停运 启动给水系统 蒸汽发生器传热
摘 要：极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。