用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究

摘要

极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,本文采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析，对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。