《表5 方案3的事件序列:ACP600主蒸汽管道破裂事故的应对措施研究》
计算结果表明,停运破损环路主泵可降低该环路SG一、二次侧间的换热,减缓冷却剂降温速率,从而有效地降低了因慢化剂温度效应向堆芯引入的正反应性和重返临界后的堆芯功率峰值。计算结果表明,本方案的峰值热流密度为15%,最小DNBR为1.29,满足限值准则。
图表编号 | XD00117993900 严禁用于非法目的 |
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绘制时间 | 2019.12.15 |
作者 | 张舒、邱志方、张晓华、陈宏霞、方红宇 |
绘制单位 | 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室、中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室、中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室、中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室、中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室 |
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