论文部分内容阅读
密切结合AP600的工程实际，用PCCSAC-3D程序对冷段双断裂大破口失水事故(DECLG) 下安全壳的热工水力行为进行了分析，分析得到的峰值压力和峰值温度均低于AP600设计限 值，与由中国核动力研究设计院提供的美国西屋公司的计算结果进行了比较表明，计算结果是令人满意的。这从工程实用性的角度充分证明了PCCSAC-3D程序的可信性，为程序的推广 用奠定了坚实的基础。