摘要
AP1000原子力発電所の一次冷却管の大破口事故状況を例に、自動圧力解除システム（ADS-1〜ADS-4）が主炉圧力、安全格納容器内圧力、非能動炉心冷却システム（PXS）、および炉心水位に与える影響を調査した。その結果、事故初期には大量の冷却材が破口から放出され、一次冷却管の解除プロセスはADS-1〜ADS-3の影響を受けにくいが、後期にはADS-4が主炉系圧力の低下に一定の役割を果たすことが判明した。ADS-1〜ADS-3は炉心補水箱（CMT）および非常注入槽（ACC）に対する安全注入にほとんど影響がないが、ADS-4は内部溢れ水タンク（IRWST）への重力注入および炉心露出防止の面で明確な役割を果たす。
关键词
AP1000, 原子力発電所, 自動圧力解除システム, 一次冷却管, パイプ, 破口, 炉心