非能动堆芯冷却系统缓解小破口失水事故的特点分析  

The Feature of Passive Core Cooling System to Mitigate the Small Break LOCA

作　　者：王煦嘉[1] 詹文辉[1] 

机构地区：[1]上海核工程研究设计院,200233

出　　处：《核电工程与技术》2008年第1期21-25,共5页Nuclear Power Engineering and Technology

摘　　要：本文主要描述AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统（PXS）的设计及其运行机制，以及在缓解小破口失水事故（SBLOCA）中的系统响应，并与第二代核电厂应急堆芯冷却系统（ECCS）缓解SBLOCA的过程进行比较，给出PXS缓解SBLOCA的特点。This paper described the system design and operation of the Passive Core Cooling System （PXS） of AP1000 nuclear power plant, especially in the system response under the small break LOCA （SBLOCA）. PXS performance to mitigate SBLOCA has also been provided in comparison with that of the Emergency Core Cooling System （ECCS） in the second generation PWR plant.

关 键 词：AP1000 非能动堆芯冷却系统 小破口失水事故 应急堆芯冷却系统 

分 类 号：TM623.92[电气工程—电力系统及自动化] TL364.4[核科学技术—核技术及应用]