典型文献
全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究
文献摘要：
福岛核事故发生以后,全厂断电事故成为了关注的热点.为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应,文章采用系统分析程序针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级模型,并开展计算分析.获得了主回路系统、安全系统关键参数的瞬态响应,得出如下结论:全厂断电事故后,非能动核电厂依靠蒸汽发生器(Steam Generator,SG)和非能动余热排出系统(Passive Residual Heat Removal system,PRHR)能够及时带出堆芯衰变热;PRHR启动的早晚影响SG二次侧冷却剂进行堆芯余热的带出,但对反应堆冷却能力的影响并不大;堆芯补水箱(Core Makeup Tanks,CMT)向主回路注入冷却剂的质量和速率对主回路温度、压力、稳压器液位的影响很大,可考虑调节CMT注入管线的阻力,使CMT注入流量在合理的水平,防止稳压器发生满溢.
文献关键词：
全厂断电;非能动;PRHR;CMT
中图分类号：
作者姓名：
张盼;赵传奇;王业辉;胡文超;潘昕怿
作者机构：
生态环境部核与辐射安全中心,北京 100082
文献出处：
引用格式：
[1]张盼;赵传奇;王业辉;胡文超;潘昕怿-.全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究)[J].核科学与工程,2022(01):122-128
A类：
堆芯衰变热,堆芯补水箱
B类：
全厂断电事故,核电厂,系统响应,福岛核事故,系统分析程序,建立系统,系统级模型,主回路,安全系统,瞬态响应,蒸汽发生器,Steam,Generator,SG,非能动余热排出系统,Passive,Residual,Heat,Removal,system,PRHR,带出,早晚,二次侧,冷却剂,反应堆,堆冷,冷却能力,并不大,Core,Makeup,Tanks,CMT,和速率,稳压器,液位,可考,注入管线,注入流量,满溢
AB值：
0.337608
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