CHASHMA核电站SGTR事故仿真

摘要：

本文使用基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的核电站数值反应堆系统(DRS),模拟CHASHMA核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,对30分钟不干预和30分钟内干预分别进行计算,给出计算结果并予以分析.该事故仿真过程及结果也验证了核电站数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具.

关键词： RELAP5 SGTR CHASHMA压水堆核电站 事故仿真 安全分析

作者: 林萌 胡锐 杨燕华

作者单位: 上海交通大学机械与动力学院核科学与系统工程系(上海)

会议类型: 国内会议

会议名称: 中国核学会第八届全国反应堆热工流体会议

会议地点: 上海

会议语种:中文

页码: 294-300

在线出版日期: 2003-10-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）