【摘 要】
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在AP1000中，连接堆芯补水箱和冷腿间的压力平衡管线中的气泡份额决定了堆芯补水箱的注入量，其中，气泡源自冷腿中的分层夹带.为研究APl000核电站中气液分层夹带现象对堆芯非能动余热排出系统的整体特性的影响，本文以Relap5/Mod3.2作为计算平台，建立了AP1000小破口失水事故模型并进行了数值计算，对比了采用与不采用水平分层夹带模型的计算结果，发现该模型对事故发展有重要的影响.
【机 构】
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Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University,Beijing 100084, China
【出 处】
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第八届(2012)北京核学会核应用技术学术交流会
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在AP1000中，连接堆芯补水箱和冷腿间的压力平衡管线中的气泡份额决定了堆芯补水箱的注入量，其中，气泡源自冷腿中的分层夹带.为研究APl000核电站中气液分层夹带现象对堆芯非能动余热排出系统的整体特性的影响，本文以Relap5/Mod3.2作为计算平台，建立了AP1000小破口失水事故模型并进行了数值计算，对比了采用与不采用水平分层夹带模型的计算结果，发现该模型对事故发展有重要的影响.
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