摘要
Am Beispiel des Unfalls mit einem großen Leck im Primärkühlkreislauf des Kernkraftwerks AP1000 wird die Wirkung des automatischen Druckentlastungssystems (ADS-1 - ADS-4) auf den Druck des Hauptkreislaufs, den Druck im Sicherheitsbehälter, das passive Kernkühlungssystem (PXS) und den Wasserstand im Reaktor untersucht. Die Ergebnisse zeigen, dass zu Beginn des Unfalls eine große Menge Kühlmedium aus der Leckage freigesetzt wird und dass der Entlastungsvorgang im Hauptkreislauf kaum von ADS-1-ADS-3 beeinflusst wird, während ADS-4 am Ende eine gewisse Rolle bei der Reduzierung des Drucks im Hauptkreislaufsystems spielt; ADS-1-ADS-3 haben nur einen geringen Einfluss auf den Sicherheitswasser-Nachfüllbehälter des Reaktors (CMT) und den Sicherheitsinjektionsbehälter (ACC), während ADS-4 eine deutliche Rolle bei der Schwerkraftnachfüllung des integrierten Nachfüllbehälters (IRWST) sowie bei der Verhinderung der Kernexposition spielt.
关键词
AP1000; Kernkraftwerk; automatisches Druckentlastungssystem; Hauptkreislauf; Rohrleitung; Leck; Kern