En prenant comme exemple l'accident de rupture de conduite du circuit primaire de la centrale nucléaire AP1000, on a étudié l'impact du système de décharge automatique de pression (ADS-1 à ADS-4) sur la pression du circuit primaire, la pression à l'intérieur du confinement de sûreté, le système de refroidissement du cœur du réacteur inactif (PXS) et le niveau d'eau du cœur. Les résultats indiquent qu'au début de l'accident, une grande quantité de fluide de refroidissement est libérée du point de rupture, et le processus de décharge du circuit primaire est faiblement influencé par ADS-1 à ADS-3, tandis que dans la phase ultérieure, ADS-4 joue un rôle certain dans la réduction de la pression du système du circuit primaire ; ADS-1 à ADS-3 ont peu d'impact sur l'injection sûre du réservoir de compensation d'eau du cœur (CMT) et des réservoirs d'injection de secours (ACC), tandis que ADS-4 joue un rôle évident dans l'injection gravitaire de l'eau dans le réservoir interne de remplacement du trop-plein (IRWST) et empêche l'exposition du cœur.

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