ACR-700核电厂小破口失水事故分析

摘要：

针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENAMOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并应用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析.主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管、热传输泵吸入段及反应堆出口集管三种不同的破口位置的典型的最不利的事故工况,确定了导致最不利事故后果的破口面积,并给出主要的计算分析结果.

关键词： 重水堆 核电厂 CATHENAMOD3.5d程序 小破口失水事故

作者: 郑利民 申森

作者单位: 上海核工程研究设计院CANDU工程中心,上海,200233

会议类型: 国内会议

会议名称: 第九届全国反应堆热工流体会议

会议地点: 西安

会议语种:中文

页码: 224-231

在线出版日期: 2005-10-20（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）