摘要
На примере аварийной ситуации с разрывом трубопровода первого контура АЭС с реакторным тепловым реактором типа AP1000 исследовано влияние автоматической системы сброса давления (ADS-1 — ADS-4) на давление в основном контуре, внутри защитного кожуха, на систему неактивного охлаждения ядра (PXS) и уровень воды в ядре. Результаты показывают, что в начальной стадии аварии большое количество теплоносителя выбрасывается из разрыва, и процесс декомпрессии первого контура мало зависит от ADS-1 — ADS-3, а в последующем ADS-4 оказывает определенное влияние на снижение давления системы основного контура; ADS-1 — ADS-3 мало влияют на безопасную инжекцию ядерного реакторного бункера (CMT) и бункеров аварийной инъекции (ACC), а ADS-4 играет явную роль в гравитационной инъекции воды в контейнер для перехлеста внутреннего резервуара (IRWST) и предотвращении обнажения ядра.
关键词
AP1000, АЭС, автоматическая система сброса давления, первый контур, трубопровод, разрыв, ядро