利用核动力系统安全分析程序中的三维水力部件模型,模拟了CPR1000反应堆在发生主蒸汽管道破裂(main steam line break,MSLB)事故后,堆芯入口处的温度空间分布情况。分析了主蒸汽管道破裂事故发生后,堆芯入口处的流体温度分布形成原因。...利用核动力系统安全分析程序中的三维水力部件模型,模拟了CPR1000反应堆在发生主蒸汽管道破裂(main steam line break,MSLB)事故后,堆芯入口处的温度空间分布情况。分析了主蒸汽管道破裂事故发生后,堆芯入口处的流体温度分布形成原因。结果表明:单环路主蒸汽管道破裂后会导致堆芯入口温度分布不均匀,破口侧温度降低。展开更多
文摘利用核动力系统安全分析程序中的三维水力部件模型,模拟了CPR1000反应堆在发生主蒸汽管道破裂(main steam line break,MSLB)事故后,堆芯入口处的温度空间分布情况。分析了主蒸汽管道破裂事故发生后,堆芯入口处的流体温度分布形成原因。结果表明:单环路主蒸汽管道破裂后会导致堆芯入口温度分布不均匀,破口侧温度降低。
