基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究

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基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究

王国栋, 汤微建, 王喆, 张经瑜, 张迪, 倪陈宵, 韦胜杰, 王章立, 扈本学

文章导航 > 核动力工程 > 2016 > 37(3): 163-168

王国栋, 汤微建, 王喆, 张经瑜, 张迪, 倪陈宵, 韦胜杰, 王章立, 扈本学. 基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究[J]. 核动力工程, 2016, 37(3): 163-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0163

引用本文:

王国栋, 汤微建, 王喆, 张经瑜, 张迪, 倪陈宵, 韦胜杰, 王章立, 扈本学. 基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究[J]. 核动力工程, 2016, 37(3): 163-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0163

Wang Guodong, Tang Weijian, Wang Zhe, Zhang Jingyu, Zhang Di, Ni Chenxiao, Wei Shengjie, Wang Zhangli, Hu Benxue. A Simplified Model to Simulate AP1000 Containment Pressure Response during Design Basis Accidents[J]. Nuclear Power Engineering, 2016, 37(3): 163-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0163

Citation:

Wang Guodong, Tang Weijian, Wang Zhe, Zhang Jingyu, Zhang Di, Ni Chenxiao, Wei Shengjie, Wang Zhangli, Hu Benxue. A Simplified Model to Simulate AP1000 Containment Pressure Response during Design Basis Accidents[J]. Nuclear Power Engineering, 2016, 37(3): 163-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0163

王国栋, 汤微建, 王喆, 张经瑜, 张迪, 倪陈宵, 韦胜杰, 王章立, 扈本学. 基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究[J]. 核动力工程, 2016, 37(3): 163-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0163

引用本文:

王国栋, 汤微建, 王喆, 张经瑜, 张迪, 倪陈宵, 韦胜杰, 王章立, 扈本学. 基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究[J]. 核动力工程, 2016, 37(3): 163-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0163

Wang Guodong, Tang Weijian, Wang Zhe, Zhang Jingyu, Zhang Di, Ni Chenxiao, Wei Shengjie, Wang Zhangli, Hu Benxue. A Simplified Model to Simulate AP1000 Containment Pressure Response during Design Basis Accidents[J]. Nuclear Power Engineering, 2016, 37(3): 163-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0163

Citation:

Wang Guodong, Tang Weijian, Wang Zhe, Zhang Jingyu, Zhang Di, Ni Chenxiao, Wei Shengjie, Wang Zhangli, Hu Benxue. A Simplified Model to Simulate AP1000 Containment Pressure Response during Design Basis Accidents[J]. Nuclear Power Engineering, 2016, 37(3): 163-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0163

基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0163

1. 上海核工程研究设计院, 上海, 200233;
2. 上海交通大学机械与动力工程学院, 上海, 200240

作者简介:
王国栋（1980—），男，高级工程师，现从事核反应堆热工水力与安全分析研究

中图分类号: TL364⁺.3
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出版历程
- 收稿日期: 2015-10-29
- 修回日期: 2015-11-17
- 网络出版日期: 2025-02-15

A Simplified Model to Simulate AP1000 Containment Pressure Response during Design Basis Accidents

1. Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai, 200233, China;
2. School of Mechanical Engineering, Shanghai Jiao Tong University, Shanghai, 200240, China

摘要: 针对先进的百万千万级非能动型压水堆(AP1000),提出一种简化的设计基准事故(DBAs)后安全壳响应分析模型,并将该简化模型分析结果和WGOTHIC程序模拟结果进行比较和评价。研究表明:两者吻合良好,简化模型能很好地模拟AP1000安全壳系统的传热传质过程。
- 非能动安全壳冷却系统(PCS) /
- WGOTHIC /
- 先进的百万千万级非能动型压水堆(AP1000) /
- 传热传质 /
- 压力响应
Abstract: A simplified model is developed to simulate the AP1000 containment pressurization under design basis accidents（DBAs）. The containment response has been performed by WGOTHIC code for comparison purpose. It shows a good agreement between the model and WGOTHIC code prediction results on containment heat and mass transfer process.
- Passive containment cooling system /
- WGOTHIC /
- AP1000 /
- Heat and mass transfer /
- Pressure response

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