Tomando como ejemplo el accidente de la rotura de tubería del circuito primario de la central nuclear AP1000, se estudió el impacto del sistema de descarga automática de presión (ADS-1 a ADS-4) en la presión del circuito primario, la presión dentro de la contención de seguridad, el sistema de enfriamiento del núcleo del reactor inactivo (PXS) y el nivel de agua del núcleo. Los resultados indican que al inicio del accidente, se libera una gran cantidad de refrigerante desde la rotura, y el proceso de descarga del circuito primario tiene poco impacto de ADS-1 a ADS-3, mientras que en la etapa posterior, ADS-4 juega un papel en la reducción de la presión del sistema del circuito primario; ADS-1 a ADS-3 tienen poco impacto en la inyección segura de la caja de agua de compensación del núcleo (CMT) y las cajas de inyección de seguridad (ACC), mientras que ADS-4 tiene un papel evidente en la inyección gravitacional de agua en el tanque de reemplazo del desbordamiento interno (IRWST) y previene la exposición del núcleo.

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