【摘 要】
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针对先进压水堆AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,自主开发了用于AP1000主回路系统热工水力瞬态计算的微机型程序RETAC（REactor Transient Analysis Code）
【机 构】
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西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室,西安交通大学核科学与技术系
【基金项目】
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国家863计划资助项目（2009AA050701）, 国家自然科学基金资助项目（10905045）
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针对先进压水堆AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,自主开发了用于AP1000主回路系统热工水力瞬态计算的微机型程序RETAC（REactor Transient Analysis Code）。利用程序对AP1000失流事故进行分析,得到了堆芯燃料中心最高温度、最小偏离泡核沸腾比（MDN-BR）、稳压器压力、水位及蒸汽发生器二次侧压力、水位等主要系统参数的瞬态特性。分析结果表明,在失流事故初期阶段,堆芯热通道燃料中心最高温度和MDNBR不超出规定限值,满足安全准则要求。RETA
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