核電廠喪失全部給水事故下PSA成功準則研究

摘要： 為了分析核電廠發(fā)生喪失全部給水事故后的瞬態(tài)響應(yīng)，用于支持概率安全分析成功準則的確定，本文以國產(chǎn)先進壓水堆核電廠為研究對象，利用系統(tǒng)分析程序建立了電廠模型，研究了事故后電廠的瞬態(tài)特性，并開展了二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)（ASP）、操縱員動作時間、開啟閥門數(shù)量的敏感性分析，得出如下結(jié)論：如果3列ASP系統(tǒng)有效，堆芯余熱由ASP系統(tǒng)帶出，能夠維持堆芯冷卻；如果僅1列ASP系統(tǒng)有效，操縱...