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AP1000协调控制系统仿真研究
1
作者 栾天琪 杨婷 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期159-168,共10页
为探讨采用基于一维堆芯模型的系统程序对核电厂控制系统开展设计的可行性,本文基于APROS对AP1000核电厂主冷却剂系统及主蒸汽系统进行建模与仿真,构建了一维核-热耦合堆芯模型,并设计了包括反应堆功率、冷却剂平均温度、稳压器压力及... 为探讨采用基于一维堆芯模型的系统程序对核电厂控制系统开展设计的可行性,本文基于APROS对AP1000核电厂主冷却剂系统及主蒸汽系统进行建模与仿真,构建了一维核-热耦合堆芯模型,并设计了包括反应堆功率、冷却剂平均温度、稳压器压力及蒸汽发生器液位等关键参数在内的协调控制系统。稳态与瞬态仿真结果表明,所提出的协调控制策略具有良好的稳态调节性能与负荷跟踪能力,且引入轴向功率偏移控制棒组的控制方案能够有效实现轴向功率偏移的带内运行。本研究为基于一维核-热耦合堆芯模型的压水堆核电厂控制系统仿真研究提供了有益参考。 展开更多
关键词 协调控制 ap1000 负荷跟踪 机械补偿(MSHIM) 核-热耦合
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随机主余震作用下AP1000核电厂可靠度研究
2
作者 高嘉鸿 庞锐 +1 位作者 宰德志 徐斌 《振动工程学报》 北大核心 2025年第7期1577-1587,共11页
在实际中,地震通常由一次主震和一系列余震构成,且地震发生的随机性很强。主震会对结构造成破坏,随后的余震则会放大和加剧结构的响应与损伤。然而,目前尚无考虑随机地震序列作用对核电厂影响的研究。提出了一种AP1000核电厂在随机主余... 在实际中,地震通常由一次主震和一系列余震构成,且地震发生的随机性很强。主震会对结构造成破坏,随后的余震则会放大和加剧结构的响应与损伤。然而,目前尚无考虑随机地震序列作用对核电厂影响的研究。提出了一种AP1000核电厂在随机主余震作用下的动力响应和可靠度研究的分析框架。使用地震动的物理随机函数模型、窄带波群叠加法和Copula函数模拟随机主余震序列;基于ABAQUS软件建立AP1000核电站模型,并对其进行动力响应分析;基于直接概率积分法得到核电厂屏蔽厂房水平方向最大位移响应的概率密度函数,并计算其动力可靠度。结果表明,相较于仅经历主震,余震作用后屏蔽厂房顶部和安全壳顶部的加速度与相对位移分别有不同程度的增大,屏蔽厂房水箱和通风口之间区域的损伤面积有所扩大,余震会对核电厂造成进一步破坏。由于地震的随机性,核电厂的动力响应也表现出一定随机性。余震会降低核电厂的动力可靠度,其降低的程度与核电厂选择的阈值相关。 展开更多
关键词 ap1000核电厂 随机主余震 直接概率积分法 动力响应 可靠度
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AP1000核级RTD通道校准方法研究与应用
3
作者 高奇峰 《核动力工程》 北大核心 2025年第3期244-248,共5页
为优化核电厂核级电阻温度探测器(RTD)通道校准方法,以满足电厂仪表精度要求,从RTD测量原理与核电厂常用RTD通道校准方法入手,详细阐述了核级RTD在安装、更换、运行试验中可能用到的校准修正方法,提出了结合模拟/数字(A/D)转换器精度的... 为优化核电厂核级电阻温度探测器(RTD)通道校准方法,以满足电厂仪表精度要求,从RTD测量原理与核电厂常用RTD通道校准方法入手,详细阐述了核级RTD在安装、更换、运行试验中可能用到的校准修正方法,提出了结合模拟/数字(A/D)转换器精度的RTD通道校准方法,给出了结合工艺系统温度平台RTD交叉校准数据在RTD通道校准中的应用方式。经分析计算和应用验证,该RTD通道校准方法可以有效提高仪表通道精度,具有很强的实用价值。 展开更多
关键词 核级电阻温度探测器(RTD) 通道校准 参数调整 ap1000
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AP1000蒸汽发生器排污管道γ在线监测装置设计及探测效率分析
4
作者 王一霖 乔有龙 +3 位作者 余小东 刘维理 夏三强 苏昌远 《辐射防护》 北大核心 2025年第5期474-481,共8页
为了确保AP1000机组外供蒸汽中放射性物质符合相关标准要求,对蒸汽发生器排污管道的γ放射性进行实时在线监测。γ在线监测装置由4台NaI(Tl)γ谱仪、就地辐射处理单元和铅屏蔽支架组成。NaI(Tl)γ谱仪采用4个大体积NaI(Tl)晶体包围管道... 为了确保AP1000机组外供蒸汽中放射性物质符合相关标准要求,对蒸汽发生器排污管道的γ放射性进行实时在线监测。γ在线监测装置由4台NaI(Tl)γ谱仪、就地辐射处理单元和铅屏蔽支架组成。NaI(Tl)γ谱仪采用4个大体积NaI(Tl)晶体包围管道,实现了高探测效率和低本底计数率。模拟结果表明监测装置的探测效率受γ射线能量影响较小。通过配制含有137 Cs不同活度浓度的管道,对监测装置进行刻度,得到探测效率为7.96×10^(-2),在95%置信度、15 s测量时间下最小可探测活度浓度为2.53×10^(4)Bq/m^(3),监测装置精密度为2.86%,准确度优于±9%,满足测量需求。 展开更多
关键词 低γ放射性测量 最小可探测活度浓度 管旁在线监测 ap1000
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基于NECP-Bamboo的AP1000机组详细负荷跟踪模拟计算研究
5
作者 黄伟兵 《中国核电》 2025年第2期200-205,共6页
利用堆芯物理分析软件跟踪计算实体堆芯,一般都是在换料设计之前,以约为一两天的时间步长,以获取每个燃料组件的状态,为堆芯换料设计提供准确的输入。为了分析堆芯运行过程和检验软件对堆芯详细负荷跟踪的模拟计算能力,本文利用国产自... 利用堆芯物理分析软件跟踪计算实体堆芯,一般都是在换料设计之前,以约为一两天的时间步长,以获取每个燃料组件的状态,为堆芯换料设计提供准确的输入。为了分析堆芯运行过程和检验软件对堆芯详细负荷跟踪的模拟计算能力,本文利用国产自主化软件NECP-Bamboo,以约10 min的时间步长,首次对AP1000首循环堆芯在MSHIM模式下的运行过程进行了详细的负荷跟踪模拟计算,展示了堆芯的内部行为和物理过程,也验证了软件的计算能力。结果分析表明,模拟值与测量值之间的临界硼浓度平均差值小于12×10^(-6),最大差值小于50×10^(-6);控制棒频繁插入和功率调节导致堆芯内氙变化,会引发误差曲线中的振荡现象。 展开更多
关键词 ap1000 负荷跟踪 NECP-Bamboo
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AP1000机组核电厂安全分级法规标准研究
6
作者 刘青阳 路燕 +1 位作者 文静 徐宇 《核安全》 2025年第5期49-54,共6页
本文系统研究了AP1000机组核电厂的安全分级法规标准体系,重点分析了其构筑物、系统和部件(SSC)在安全分级方面的具体要求与规范依据。研究基于美国联邦法规10CFR 50.2、10 CFR 50.55a、10 CFR 50.49及10 CFR 50附录B等相关要求,结合AP1... 本文系统研究了AP1000机组核电厂的安全分级法规标准体系,重点分析了其构筑物、系统和部件(SSC)在安全分级方面的具体要求与规范依据。研究基于美国联邦法规10CFR 50.2、10 CFR 50.55a、10 CFR 50.49及10 CFR 50附录B等相关要求,结合AP1000采用非能动安全系统的特点,对其分级体系中的关键问题进行了探讨。针对AP1000将D级设备定性为“安全无关”、RTNSS(非安全系统的监管处理)物项未明确纳入安全分级体系,以及安全分级标准适用性等问题,提出了相应建议,包括修订D级定性、将RTNSS物项纳入分级范围,并推荐采用ANSI/ANS 58.14-2011标准进行安全分级,以提升分级体系的科学性与监管一致性。 展开更多
关键词 ap1000 核电厂 安全分级
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AP1000堆芯轴向功率控制策略优化研究
7
作者 李昂 《电气时代》 2025年第6期140-142,共3页
AP1000采用机械补偿控制策略(MSHIM),反应堆通过M棒和AO棒分别控制平均温度和轴向通量偏差(AFD),但在机组运行过程中时常出现AO棒接近全提或全提出堆芯的情况,导致大幅减弱机组对于轴向功率的控制能力。基于此,对国内某AP1000电厂实际... AP1000采用机械补偿控制策略(MSHIM),反应堆通过M棒和AO棒分别控制平均温度和轴向通量偏差(AFD),但在机组运行过程中时常出现AO棒接近全提或全提出堆芯的情况,导致大幅减弱机组对于轴向功率的控制能力。基于此,对国内某AP1000电厂实际情况开展分析,通过优化MSHIM运行范围和定期开展AFD偏差校准的方式有效解决该问题,为机组长期安全和稳定运行奠定良好的基础。 展开更多
关键词 M棒 AO棒 堆芯轴向功率 ap1000 轴向通量偏差 MSHIM
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西屋AP1000设计认证有效期获准延长至2046年
8
作者 张焰 伍浩松 《国外核新闻》 2025年第9期25-25,共1页
【美国西屋公司网站2025年8月26日报道】西屋公司(Westinghouse)近日宣布,美国核管会(NRC)已批准将大型先进压水堆AP1000设计认证有效期延长至2046年2月。此次延期依据核管会新规,即将原15年的设计认证期限统一调整为40年。西屋公司表示... 【美国西屋公司网站2025年8月26日报道】西屋公司(Westinghouse)近日宣布,美国核管会(NRC)已批准将大型先进压水堆AP1000设计认证有效期延长至2046年2月。此次延期依据核管会新规,即将原15年的设计认证期限统一调整为40年。西屋公司表示,40年的认证有效期进一步巩固了AP1000技术作为美国实现2030年前建成10座大型反应堆目标的首选方案的地位。 展开更多
关键词 美国核管会 有效期 ap1000 延长 设计认证
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美多方合作推进AP1000反应堆建设
9
作者 伍浩松 张焰 《国外核新闻》 2025年第11期17-18,共2页
【本刊2025年11月综合报道】2025年10月,美国政府及多家企业总计签署三份旨在推进西屋公司(Westinghouse)AP1000反应堆建设的协议,分别涉及在全国范围内推进反应堆建设,评估重启南卡罗来纳州萨默尔未完工反应堆建设的可行性,以及新建四... 【本刊2025年11月综合报道】2025年10月,美国政府及多家企业总计签署三份旨在推进西屋公司(Westinghouse)AP1000反应堆建设的协议,分别涉及在全国范围内推进反应堆建设,评估重启南卡罗来纳州萨默尔未完工反应堆建设的可行性,以及新建四座反应堆。 展开更多
关键词 西屋公司 企业 美国政府 ap1000反应堆 协议
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关于AP1000机组主泵在役惰转试验取消的研究
10
作者 金高俊 《电力设备管理》 2025年第2期198-200,共3页
AP1000机组对在役期间主泵惰转试验没有要求,但业内对其在役期间是否需要执行主泵惰转试验看法不一。本文通过分析AP1000机组主泵惰转上游设计规范、国内外机组经验、主泵惰转曲线影响因素、惰转试验执行风险,论证了AP1000机组取消主泵... AP1000机组对在役期间主泵惰转试验没有要求,但业内对其在役期间是否需要执行主泵惰转试验看法不一。本文通过分析AP1000机组主泵惰转上游设计规范、国内外机组经验、主泵惰转曲线影响因素、惰转试验执行风险,论证了AP1000机组取消主泵在役惰转试验的合理性,也为AP系列机组后续在役主泵惰转试验项目制定、取消或周期变更等提供参考。 展开更多
关键词 ap1000主泵 惰转试验 影响因素
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美核管会受理4座AP1000反应堆联合许可证申请文件
11
作者 张焰 伍浩松 《国外核新闻》 2025年第10期21-21,共1页
【美国核管会网站2025年9月8日报道】美国核管会(NRC)近日宣布,已受理费米美国公司(Fermi America)提交的4座西屋公司(Westinghouse)AP1000反应堆建设与运行联合许可证部分申请文件,并正式启动审查工作。该拟建项目位于得克萨斯州卡森县... 【美国核管会网站2025年9月8日报道】美国核管会(NRC)近日宣布,已受理费米美国公司(Fermi America)提交的4座西屋公司(Westinghouse)AP1000反应堆建设与运行联合许可证部分申请文件,并正式启动审查工作。该拟建项目位于得克萨斯州卡森县(Carson County)阿马里洛(Amarillo)。 展开更多
关键词 美国核管会 联合许可证 ap1000反应堆
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美韩企业将合作推进4座AP1000反应堆建设
12
作者 王兴春 伍浩松 《国外核新闻》 2025年第8期22-22,共1页
【美通社得克萨斯州阿马里洛2025年7月30日电】费米美国公司(Fermi America)与韩国现代工程建设公司(Hyundai E&C)近日签署谅解备忘录,将携手推进全球最大私营能源综合体中的核电厂建设,为下一代人工智能系统提供能源保障。
关键词 费米美国公司 现代工程建设公司 ap1000反应堆
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AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析 被引量：17
13
作者 付亚茹 耿珺 +3 位作者 孙大威 梅其良 黄高峰 潘楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期700-705,共6页
AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设... AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h^(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。 展开更多
关键词 ap1000 非能动核电厂 事故 气溶胶 自然去除
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AP1000核电站非能动安全系统的比较优势 被引量：15
14
作者 叶成 郑明光 +1 位作者 韩旭 陈松 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1221-1225,共5页
面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极... 面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。 展开更多
关键词 ap1000 非能动 非能动安全壳冷却系统 喷淋系统
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环境侧风及大气逆温作用下的AP1000核电机组间接空冷系统热力特性的数值研究 被引量：10
15
作者 王海涛 梅雪松 +3 位作者 王海军 顾红芳 陈祖茂 宋江文 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2019年第4期1097-1105,共9页
开展间接空冷技术在内陆缺水地区核电机组上的应用研究具有前瞻性和必要性。以内陆缺水场址建设AP1000核电机组为例,对环境侧风及大气逆温作用下常规岛间冷塔的热力特性进行深入研究,通过数值模拟,获得不同环境风速和逆温温差下,间冷塔... 开展间接空冷技术在内陆缺水地区核电机组上的应用研究具有前瞻性和必要性。以内陆缺水场址建设AP1000核电机组为例,对环境侧风及大气逆温作用下常规岛间冷塔的热力特性进行深入研究,通过数值模拟,获得不同环境风速和逆温温差下,间冷塔散热量、通风量以及机组背压的变化规律。结果表明,在环境风速4～8m/s区间内,间冷塔的散热量和通风量均随风速增加而降低,机组背压随风速增加而升高。在近地面50～500m的逆温层内,间冷塔的散热量随逆温温差增加而下降,机组背压随逆温温差增加而升高,变化趋势近似成线性关系。大气逆温层温差变化1℃时对间冷塔热力性能的影响小于侧风风速变化1m/s的影响,当逆温温差4℃时,对间冷塔冷却效果的影响相当于侧风风速等于6m/s的影响。研究结果可以为AP1000核电机组间接空冷系统的设计提供参考依据。 展开更多
关键词 ap1000核电机组 间接空冷塔 环境侧风 大气逆温 热力特性 数值模拟
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AP1000型核电厂主控室内漏示踪气体试验方法简析 被引量：7
16
作者 韩丽红 张渊 +5 位作者 丘丹圭 刘群 李永国 高琳锋 史英霞 侯建荣 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2016年第2期122-126,共5页
本文针对AP1000型核电厂主控室内漏示踪气体试验,在调查了美国相关标准及从事内漏示踪气体试验的公司的技术水平基础上,对浓度衰减法和恒量注入法在AP1000型核电厂应用时各自的优缺点进行了分析,并提出了相应的改进建议。
关键词 ap1000 核电厂 主控室 内漏 示踪气体 浓度衰减法 恒量注入法
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AP1000设备鉴定要求及国内现有试验能力 被引量：15
17
作者 谢永诚 王赤虎 窦一康 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第S1期159-161,共3页
介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)设备鉴定(EQ)的要求,重点对抗震和冷却剂丧失事故(LOCA)鉴定要求作了描述。将AP1000设备鉴定要求与国内从事设备鉴定的主要实验室的能力进行了比较,就目前国内现有试验能力与AP1000设备鉴定要求之间... 介绍了美国先进非能动压水堆(AP1000)设备鉴定(EQ)的要求,重点对抗震和冷却剂丧失事故(LOCA)鉴定要求作了描述。将AP1000设备鉴定要求与国内从事设备鉴定的主要实验室的能力进行了比较,就目前国内现有试验能力与AP1000设备鉴定要求之间存在的差距进行了分析。 展开更多
关键词 ap1000 设备鉴定 抗震鉴定要求 LOCA鉴定要求 现有试验能力
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AP1000新燃料组件运输货包的临界安全计算 被引量：10
18
作者 王学新 庄大杰 +5 位作者 曹芳芳 李国强 徐潇潇 孙洪超 张群 闫峰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2014年第2期97-101,共5页
新燃料组件运输过程中最主要的核安全问题是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤情况、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对美国西屋公司XL型运输容器装载AP1000新燃料组件... 新燃料组件运输过程中最主要的核安全问题是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤情况、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对美国西屋公司XL型运输容器装载AP1000新燃料组件货包的实例进行了临界安全计算。结果表明,在XL型运输容器设计许可书中允许装载货包数N=75的限制条件下,临界安全是有保障的。 展开更多
关键词 ap1000燃料组件 运输货包 临界计算
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第三代核电堆型AP1000运行特点及堆芯仿真研究 被引量：15
19
作者 吴萍 杨艳晨 +2 位作者 陈昊 易俊 卜广全 《电网技术》 EI CSCD 北大核心 2014年第5期1196-1202,共7页
第三核电堆型AP1000有望成为我国未来核电发展的主力堆型。分析AP1000的设计理念及其功率运行特点,结果表明,AP1000机组具有良好的负荷调整特性,能参与电网的调峰运行。在掌握AP1000堆芯反应性物理特点及与中子通量耦合特性的基础上,建... 第三核电堆型AP1000有望成为我国未来核电发展的主力堆型。分析AP1000的设计理念及其功率运行特点,结果表明,AP1000机组具有良好的负荷调整特性,能参与电网的调峰运行。在掌握AP1000堆芯反应性物理特点及与中子通量耦合特性的基础上,建立堆芯仿真模型。仿真研究了堆芯内小扰动和堆芯外大扰动情况下,堆芯状态变量和控制变量的相互作用关系。结果表明,状态变量引起的反应性主要应对小扰动后堆芯稳定运行问题,控制变量引起的反应性保证堆芯在大扰动后能按照扰动轨迹运行。 展开更多
关键词 第三代核电堆型 ap1000 堆芯反应性 状态变量 控制变量 稳定特性
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适用于电力系统稳定分析的AP1000核电厂动态模型 被引量：7
20
作者 孙文涛 刘涤尘 +4 位作者 赵洁 董飞飞 周雨田 贾骏 程辰 《电网技术》 EI CSCD 北大核心 2014年第4期987-993,共7页
以AP1000为代表的第三代核电技术是我国核电发展的重要方向之一。建立了AP1000核电厂动态模型,该模型由反应堆堆芯及冷却系统、冷却剂主泵、蒸汽发生器、汽轮机及其控制系统、发电机等模型组成;基于PSASP/UPI技术实现AP1000核电厂动态... 以AP1000为代表的第三代核电技术是我国核电发展的重要方向之一。建立了AP1000核电厂动态模型,该模型由反应堆堆芯及冷却系统、冷却剂主泵、蒸汽发生器、汽轮机及其控制系统、发电机等模型组成;基于PSASP/UPI技术实现AP1000核电厂动态模型与电力系统连接,计算核电厂与电力系统之间的动态过程。结果表明,基于上述核电厂模型得到的仿真结果与基于核电厂专用仿真软件PCTRAN得到的仿真结果基本一致,验证了所建立AP1000核电厂模型有效性,该模型具有较高的仿真效率,可用于AP1000核电厂接入电网的稳定计算和分析;在电力系统中长期稳定分析中,应该考虑核电厂主蒸汽压力变化对汽轮机机械功率输出的影响,为AP1000核电厂接入电网的稳定分析奠定了基础。 展开更多
关键词 ap1000 压水堆核电厂 PSASP UPI 电网故障 动态模型 PCTRAN
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