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蒸汽发生器(SG)是核电厂关键设备之一,是一、二回路共用设备。发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故时,一回路冷却剂通过SG流入二回路而造成一回路冷却剂丧失。SGTR可能导致堆芯损坏,并造成放射性向环境释放。控制SG二次侧水质是确保SG传热管完好性、防止SGTR事故发生的有效措施,也是涉及到SG使用寿命的问题。本文旨在通过探讨SGTR发生的主要原因,强调SG二次侧水质控制的重要性,以及核电厂应提高SG水质监测标准、加大水处理力度的必要性。 相似文献
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蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture, SGTR)事故发生后,反应堆一次侧含有放射性的冷却剂通过传热管破口释放到二次侧,同时,破损的蒸汽发生器(SG)的水位升高,最终满溢,含有放射性的冷却剂将释放到外部环境中。在CPR1000核电厂目前的设计中,发生SGTR事故后,破损的SG都会发生满溢。本文基于目前核电厂的设计,从工艺和控制角度入手,采取相应的改进措施和方法,通过降低高压安注(HHSI)最高注入压头的同时,增加SG高水位停运辅助给水的改进,可以避免SGTR事故后破损蒸汽发生器满溢,使事故过程中没有放射性液体排放到环境中,大大减轻了事故后果。SGTR 相似文献
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本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产先进压水堆SGTR事故特点以及快速冷却系统(VDA)的运行性能。通过对两种工况计算结果的分析发现,虽然国产先进压水堆没有高压安注系统,然而通过快速冷却系统的运行,可以实现一回路冷却剂系统的快速降压和冷却,进而使中压安注系统可以尽快投入使用。后期通过操纵员的干预,破损SG传热管的泄漏可以被终止,机组进入安全稳定的运行状态。最终,事故造成的放射性后果在可接受剂量水平限值范围内,破损SG不会发生满溢现象。 相似文献
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AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究 总被引:1,自引:0,他引:1
使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。 相似文献
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民用小堆因单位功率下的蒸汽发生器(SG)汽空间偏小,稳压器容积和SG传热管内径偏大等特点,会引起蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故快速满溢。本文采用RELAP5程序对民用小堆SGTR事故开展了优化措施研究,并提出极限单一故障下防止SG发生满溢的工程可行方案,即增加SG高水位排放液体的溢流管线或提高二次侧设计压力且同时增加自动的安注闭锁信号,保证在事故过程中蒸汽发生器不满溢和放射性排放满足限值要求。在民用小堆专设设备基本不变的前提下,针对系统进行了优化,极大地提升了安全性,为民用小堆设计改进提出了工程可行方案。 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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田湾核电站工程概况和安全设计特点 总被引:1,自引:0,他引:1
简介田湾核电站的中俄合作建设模式和工作进展概况,叙述改进型俄式百万千瓦级压水堆核电机组(简称WWER-1000/AES-91型核电机组)的安全设计特点。其中包括反应堆堆芯、主回路、安全系统以及棒它工程安全设施等方面的改进,特别是减轻超设计基准事故后果的改进措施。 相似文献
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核电厂通过应急运行规程(EOP)来缓解蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,SGTR事故分析结果显示,在缓解过程中操纵员开启稳压器卸压阀进行反应堆冷却剂系统(RCS)降压后,安全注射(简称“安注”)流量大幅增加,导致稳压器水位大幅增加,可能存在潜在的危险。本文目的是为了更好地缓解SGTR事故,使事故缓解过程中稳压器水位不致上升过高,确保核电厂安全。通过对EOP缓解步骤进行优化,提前切除一列安注,并对优化后的EOP缓解事故过程进行分析计算,最终结果显示稳压器最高水位下降,减少了稳压器水位过高的风险,为后续核电厂规程的改进提供了依据。 相似文献