AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

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。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

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。     

SGTR事故SG满溢分析扩展研究

采用热工水力系统程序进行核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故蒸汽发生器（SG）满溢分析,验证在该事故下SG不会发生满溢;对SGTR事故进行扩展研究,考虑多种传热管破裂情况,包括单根传热管双端断裂、多根传热管双端断裂和传热管破口,并将3种情况的分析结果进行比较,给出SGTR事故最极限的工况。研究结果表明,单根传热管双端断裂工况下,SG不会发生满溢,且与其他2种工况相比满溢裕量最小,在所有分析工况中最极限。      

核电厂传热管破裂后防止蒸汽发生器满溢的研究

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     

基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。     

对SGTR事故基于征兆的处理策略分析

电厂正常运行时发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,考虑到燃料棒破损,反应堆冷却剂被裂变产物污染。由于该事故使放射性冷却剂从一回路向二回路系统泄漏,进而导致二回路系统放射性增加,另外如果破损蒸汽发生器发生满溢将对环境造成严重影响。本文基于SGTR事故征兆及后果等分析,确定适用于国内某百万千瓦级核电厂的基于征兆的SGTR事故处理策略,并通过最佳估算模型计算,分析评估基于征兆的SGTR事故处理策略的效果并最终确定该事故处理策略。     

基于RELAP5的蒸汽发生器传热管断裂事故分析

基于RELAP5/MOD3.4分析软件建立了1 000 MW核电机组一回路模型,在发生多根蒸汽发生器传热管道双端断裂事故（SGTR）瞬态下对发生事故后30 min内无人为操作的5种不同断裂工况进行了主要参数对比分析,并且对蒸汽发生器（SG）发生满溢时间进行了敏感性分析。研究表明：传热管断裂根数不同,各参数变化趋势相似;断裂根数越多,破口初始流量越大,触发系统动作越早;破口面积、主泵运作、主给水关闭时间、辅助给水投入时间和投入量都会影响SG满溢时间。对CPR1000机组发生多根SGTR事故对比分析和事故后各设备动作对SG满溢时间影响的研究有实际设计和运行参考价值。     

华龙一号SGTR事故缓解措施及事故处理

华龙一号从设计上提供了蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故后果的缓解措施,通过降低安注泵关闭扬程、增加快速冷却功能、增加辅助给水系统自动隔离自动调节功能、增加排污系统事故后排放功能等措施防止蒸汽发生器满溢,缓解了SGTR事故后果。本文首先分析SGTR事故发生原因,并对华龙一号SGTR事故缓解措施进行分析,并描述事故处理过程,最终验证上述事故缓解措施对防止破损蒸汽发生器满溢的有效性,确保满足华龙一号事故放射性后果验收准则。     

民用小堆SGTR防满溢设计改进

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。     

AP1000核电厂SGTR事故工况下CMT水位分析

本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故工况下堆芯补水箱（CMT）的水位变化情况.分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统（ADS）动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件（URD）的规定.     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求.本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行讨论,认为应对SGTR事故作进一步的研究,...     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究

本文叙述了在清华大学压水堆核电厂全尺寸模拟机上，应用应急操作规程，对蒸汽发生器传热管破裂事故（ＳＧＴＲ）进行了实验研究，总结了处理ＳＧＴＲ事故的体会，介绍了ＳＧＴＲ事故停堆后，操纵员最紧要的干预操作，以及如何干预，何时干预等问题。作者还对ＳＧＴＲ事故处理中，是否必须停反应堆冷却剂泵提出了自已的看法。     

核电站工程模拟器用于SGTR事故仿真分析研究

核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器。本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故，对30min不干预和30min内干预分别进行计算。仿真过程及计算结果验证了数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具。     

Evaluation of a steam generator tube rupture accident in an accelerator driven system with lead cooling

A postulated steam generator tube rupture (SGTR) accident in a lead cooled accelerator driven transmuter (ADT) is investigated. The design of the ADT without intermediate loops bears the risk of water/steam blasting into the primary coolant. As a consequence a nuclear power excursion could be triggered by steam ingress into the ADT core which has a significant positive void worth. A thermal coolant–coolant interaction (CCI) might initiate a local core voiding too and additionally could lead to sloshing of the lead pool with mechanical impact of the heavy liquid on structures. The steam formation will also lead to a pressurization of the cover gas. The problems related to an SGTR are identified and investigated with the SIMMER-III accident code.     

严重事故下蠕变诱发RCS破裂的概率评估

严重事故下一回路管道可能会发生蠕变失效,若出现蠕变诱发的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）,则会导致安全壳旁路失效;若出现蠕变诱发热段或波动管的失效,则产生的破口将会使一回路迅速卸压。因此,评估严重事故下蠕变诱发反应堆冷却剂系统（RCS）破裂的可能性是开展严重事故分析、特别是二级概率安全分析（PSA）的重要基础。本工作基于蠕变失效模型,考虑传热管的缺陷,建立了评价蠕变诱发RCS破裂的确定论模型。在此基础上,运用拉丁超立方体抽样方法,考虑重要参数的不确定性,开发了严重事故下蠕变诱发RCS破裂的概率评估程序。随后对典型的事故序列进行了蠕变诱发RCS破裂的概率评估。结果表明,对于高压事故序列,存在一定的蠕变诱发SGTR概率,也存在较高的蠕变诱发热段或波动管失效概率。     

管壁减薄对严重事故工况下传热管断裂的影响及缓解措施的有效性

严重事故的恶劣条件(反复的冷热交替及一、二回路之间的压差)可能导致蒸汽发生器(SG)传热管发生蠕变断裂。本文基于一级概率安全分析(PSA)的分析结果确定的典型事故序列,计算分析SG传热管壁减薄对严重事故工况下诱发蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)的影响,给出严重事故缓解措施,例如一回路降压和给SG补水的有效性计算。     

Modelling operator rediagnosis during an SGTR event

A parametric analysis has been performed analysing the hypothetical steam generator tube rupture (SGTR) accident combined with the total loss of secondary heat sink. The analyses have been performed by and computer code versions using universal Kr ko NPP input deck, developed at IJS. Two break sizes have been chosen for the SGTR event: two and five double-ended broken tubes have been assumed. Total loss of secondary heat sink has been assumed from the beginning of the calculation with no possibility of initiating secondary-side feed and bleed. The ways of cooling down the plant after the postulated accidents have been investigated. A scenario has been analysed, when the operator applies rediagnosis procedure, during the period of loss of secondary heat sink threat, and manages SGTR consequences first. The Kr ko nuclear power plant emergency operating procedures have been verified for this case     

基于RAVEN的SGTR事故概率安全裕度分析方法研究

介绍了一种基于RAVEN软件通过蒙特卡洛（MC）抽样的风险指引的安全裕度特性分析（RISMC）方法,综合分析热工参数、人员动作时刻不确定性对蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故安全裕度的影响,并将计算结果与传统安全评价方法进行比证。针对事故关键影响参数,基于MC抽样量化影响安全裕度的关键参数样本,利用RELAP5程序建立SGTR事故的系统仿真模型,通过RAVEN软件进行耦合计算并加以分析,最终获得该电厂模型在辅助给水系统失效情况下SGTR事故的概率安全裕度及其对各影响参数的敏感度。