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本文论述了船用核动力装置蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)安全分析的重要性。并以陆奥号核动力商船为例,运用事件树分析技术,对SGTR事故进行了安全分析。得出了事故后可能导致堆芯熔化的事故序列,确定了堆芯熔化数学模型,并进行了定量化分析。最后根据对支配性事故序列和各题头事件重要度的分析,提出了降低SGTR事故导致堆芯熔化发生概率应采取的相应措施。 相似文献
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事故状态下一回路破口的大小直接影响到核电厂的安全屏障,对破口大小进行评估是核反应堆安全分析的重要基础,也是电厂应急响应小组的主要任务之一。通常考虑流入和流出一回路流体的质量平衡,用来计算破口流率。本文在总结一回路流体质量平衡计算方法的基础上进行深入研究,提出利用安注(SI)流量动态平衡进行破口尺寸估算的方法,同时利用信息开发技术将两种方法的计算过程程序化。最后,通过与法国SESAME系统的破口计算结果进行对比分析,同时验证了压水堆失水事故(LOCA)和蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)中两种计算方法的准确性。 相似文献
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蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故可能造成安全壳旁通,是一个特殊而重要的设计基准事故。本文归纳了EPR缓解SGTR事故的主要设计特点:(1)中压安注(MHSI)泵关闭扬程低于主蒸汽安全阀(MSSV)开启整定值,避免MSSV开启;(2)大气旁排系统(VDA)通过降低其整定值自动启动部分冷却,使一回路快速冷却、降压;(3)蒸汽发生器排污系统(APG)增加转移管线,有助于以排污和蒸汽排放组合方式最终冷却、降压。这些EPR设计特点可供CPR1000核电厂系统设计改进参考。 相似文献
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WWER-1000型核电站SGTR事故分析 总被引:3,自引:1,他引:2
使用热工水力瞬态分析程序DINAMIKA-97,模拟WWWER-1000型核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)的事故过程,以及操作员所采取的缓解事故的动作,给出计算结果和结果分析。 相似文献
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CAP1000核电厂全功率范围SGTR事故研究 总被引:2,自引:2,他引:0
对CAP1000非能动核电厂在部分功率、零功率和热备用条件下发生的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故进行蒸汽发生器满溢评价。对典型的部分功率、零功率和热备用运行条件下的SGTR事故分别进行横向敏感性分析,选取每个运行条件下的保守工况,结合满功率事故工况进行纵向功率谱对比,根据其瞬态特性,分析事故进程,评价极限运行工况和关键参数。结果表明:CAP1000核电厂在全功率范围内发生SGTR事故均不会导致蒸汽发生器满溢,且最严重的工况发生在满功率条件下。 相似文献
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本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,利用计算流体力学(CFD)程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3种热工水力现象:铅铋环境压力上升与压力波传递,铅池液位波动和气泡夹带与铅池液位上升和蒸汽扩散。研究结果表明:CFD模型在模拟SGTR事故的压力变化和压力波传递方面具有很小的计算误差;压力波峰值会随着水侧背压的升高而增大,且局部的蒸汽腔压力会低于附近的铅池压力,抑制蒸汽爆炸发生;同时事故引起的铅铋液位上升既会引起小尺寸气泡的输运夹带,也会对铅铋环境结构件造成冲击。 相似文献
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对于蒸汽发生器传热管破裂事故,现有的分析主要是计算对于环境的释放量,并分析至一、二回路压力平衡,而未对冷却至安全停堆状态进行研究。SGTR长期分析采用CATHARE程序以原有瞬态分析为基础,将分析拓展至安全停堆状态,并额外地考虑丧失厂外电和一些非安全级系统不可用情况下的事故处理策略。分析结果表明:对于我国的CPR1000系列堆型,与SGTR短期阶段不同,在事故长期阶段的分析中对事故的缓解必须考虑非安全级系统或设备的投入,这就与设计基准事故分析的保守性要求不符。本文为此对我国CPR1000系列核电厂提出管理建议。 相似文献
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本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,利用计算流体力学(CFD)程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3种热工水力现象:铅铋环境压力上升与压力波传递,铅池液位波动和气泡夹带与铅池液位上升和蒸汽扩散。研究结果表明:CFD模型在模拟SGTR事故的压力变化和压力波传递方面具有很小的计算误差;压力波峰值会随着水侧背压的升高而增大,且局部的蒸汽腔压力会低于附近的铅池压力,抑制蒸汽爆炸发生;同时事故引起的铅铋液位上升既会引起小尺寸气泡的输运夹带,也会对铅铋环境结构件造成冲击。 相似文献
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在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。 相似文献
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蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。 相似文献