AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂分析 被引量：4

1

作者 叶杰 蔡伟 陈文虎 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期1057-1061,共5页

利用RELAP5／MOD3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法，分析了1～5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。分析结果表明：在大气释放阀可用的情况下，主蒸汽安全阀（MSSV）始终保持关闭状态，从而不会旁通... 利用RELAP5／MOD3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法，分析了1～5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。分析结果表明：在大气释放阀可用的情况下，主蒸汽安全阀（MSSV）始终保持关闭状态，从而不会旁通安全壳。每个工况的堆芯补水箱水位均未出现下降，不会产生自动卸压信号。即使假设MSSV卡开，堆芯也从未出现裸露，仍保持可冷却状态。 展开更多

关键词 AP1000 RELAP5/MOD3 多根蒸汽发生器传热管破裂 蒸汽发生器

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铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证 被引量：1

2

作者 辜峙钘 余红星 +3 位作者 黄代顺 严明宇 申亚欧 张牧昊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1406-1415,共10页

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构... 铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构模型、数值算法研究,研制了专用程序,并采用已公开发布的相关实验数据进行程序验证。结果表明,所开发的模型、程序可较好地模拟铅铋-水相互作用行为。本文程序可为我国铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故分析与安全评价提供理论与技术支撑。 展开更多

关键词 铅铋堆 蒸汽发生器传热管破裂事故 铅铋-水相互作用 程序开发 程序验证

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严重事故下蒸汽发生器传热管诱发破裂现象及其缓解策略分析 被引量：3

3

作者 黄志翱 张泽枫 +1 位作者 缪惠芳 李宁 《厦门大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期260-268,共9页

蒸汽发生器传热管是核反应堆冷却剂系统压力边界的重要组成部分,研究严重事故下蒸汽发生器传热管诱发破裂现象及其影响因素对支持二级概率安全分析意义重大.以CPR1000电厂全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀卡开事故为基础事故序列,分析了轴... 蒸汽发生器传热管是核反应堆冷却剂系统压力边界的重要组成部分,研究严重事故下蒸汽发生器传热管诱发破裂现象及其影响因素对支持二级概率安全分析意义重大.以CPR1000电厂全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀卡开事故为基础事故序列,分析了轴封破口、环路水封清除和下降管水封清除现象对蒸汽发生器传热管诱发蠕变破裂现象的影响,并对二次侧卸压-补水和一次侧卸压-补水两种缓解策略的效果进行了研究.结果表明:轴封破口现象会影响逆向自然循环流量,但不会影响热管段和蒸汽发生器传热管发生蠕变破裂的先后顺序;而环路水封清除和下降管水封清除现象会打破热管段逆向自然循环现象,并导致蒸汽发生器传热管比其他冷却剂系统边界更早失效,从而带来安全壳旁通风险;而二次侧卸压-补水策略和一次侧卸压-补水策略都可以达到降低蒸汽发生器传热管诱发破裂风险的效果.该研究结果有助于改进二级概率安全分析结果,指导CPR1000电厂制定相关严重事故缓解措施并提升严重事故管理导则的事故处置能力. 展开更多

关键词 蒸汽发生器传热管 诱发破裂 逆向自然循环 卸压 补水 CPR1000

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全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究 被引量：5

4

作者 陈宝文 毛欢 +1 位作者 孔翔程 陈彬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1026-1030,共5页

全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦... 全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行"严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水(SAG-1)"时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心(TSC)最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361s可能出现蠕变失效;自事故后16 610s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。 展开更多

关键词 严重事故管理导则 全厂断电 蠕变失效 蒸汽发生器传热管破裂

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直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析 被引量：1

5

作者 蒋立国 彭敏俊 +1 位作者 郭赟 刘建阁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第9期1080-1087,共8页

通过对直流蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通... 通过对直流蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通过一系列安全与保护系统的动作得到有效缓解,并最终能应用非能动余热排出系统(PRHRS)的自然循环导出堆芯余热,使反应堆处于安全状态。同时,受事故影响蒸汽发生器压力在PRHRS投入运行后会快速升高,最终与一回路压力相平衡,此后,破口处的泄漏也会终止。此外,本文还研究了破口处临界流量及其积分流量结果不确定性的影响因素,其中主要考虑了采用不同的临界流模型和破口建模方式等两个方面。 展开更多

关键词 一体化反应堆 直流蒸汽发生器 传热管破裂事故 RELAP5/MOD3.4

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基于不同传热管材料的SGTR始发事件频率分析 被引量：2

6

作者 杨亚军 詹文辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第7期1243-1246,共4页

基于不同材料传热管的运行经验,统计总的管临界年数以区分不同核电厂蒸汽发生器传热管数的影响,并将Jeffreys分布作为先验分布统计分析690TT以及经热处理的传热管(包含600TT和690TT)发生破裂的频率。该方法得到的蒸汽发生器传热管破裂(S... 基于不同材料传热管的运行经验,统计总的管临界年数以区分不同核电厂蒸汽发生器传热管数的影响,并将Jeffreys分布作为先验分布统计分析690TT以及经热处理的传热管(包含600TT和690TT)发生破裂的频率。该方法得到的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发事件频率可较合理地体现传热管材料性能的改进对降低该事件导致安全壳旁通失效风险的影响及贡献,与通用数据库中未区分传热管材料对应的频率相比明显降低,且随着690TT传热管运行经验的进一步累积,预期SGTR始发事件频率会进一步降低。 展开更多

关键词 始发事件频率 蒸汽发生器传热管破裂 690TT

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自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移 被引量：3

7

作者 陈家铭 陈红丽 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第12期2344-2352,共9页

蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一,对铅冷快堆而言,该事故发生后,二回路的高压水迅速进入一回路,会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR... 蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一,对铅冷快堆而言,该事故发生后,二回路的高压水迅速进入一回路,会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR-100小型自然循环铅冷快堆,对破裂后气泡的迁移以及在反应堆的积聚进行研究,基于ANSYS FLUENT,利用欧拉-拉格朗日方法对泄漏后气泡的位置和轨迹进行了追踪,并对事故下的堆芯安全进行了一定的评估。研究表明,破裂位置、气泡尺寸以及冷却剂纯净度均会对一回路气泡的迁移产生较大的影响,当一回路液态铅含有较多杂质时,蒸汽发生器较低位置发生的泄漏事故会产生相当大的系统气泡积聚和堆芯气泡累积,从而对反应堆的正常运行产生显著影响。 展开更多

关键词 自然循环铅冷快堆 蒸汽发生器传热管泄漏/破裂 FLUENT 欧拉-拉格朗日方法 气泡迁移

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Fe-Cr-Ni合金碱性应力腐蚀破裂 被引量：5

8

作者 黄春波 吕战鹏 杨武 《腐蚀与防护》 CAS 2002年第6期239-244,共6页

介绍了核电站蒸汽发生器传热管Fe Cr Ni合金、特别是 80 0合金的碱性应力腐蚀破裂 ,总结了材质成分、热处理、应力、冷加工、环境和电化学等因素对Fe Cr Ni合金的碱性应力腐蚀破裂的影响 ,并归纳了预测应力腐蚀破裂敏感电位的方法。

关键词 FE-CR-NI合金 蒸汽发生器 碱性应力腐蚀破裂 影响因素 敏感电位 传热管 核反应堆

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“华龙一号”SGTR事故最大蒸汽排放量计算分析的独立验证

9

作者 张明兴 郑静 刘洪印 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期844-849,共6页

采用合理的方法和假设对"华龙一号"蒸汽发生器传热管破裂事故时最大蒸汽排放量进行计算分析,并将最大蒸汽排放量独立验证计算结果与初步安全分析的计算结果进行了对比分析,二者的相对误差为2%,计算结果基本一致。结果表明蒸... 采用合理的方法和假设对"华龙一号"蒸汽发生器传热管破裂事故时最大蒸汽排放量进行计算分析,并将最大蒸汽排放量独立验证计算结果与初步安全分析的计算结果进行了对比分析,二者的相对误差为2%,计算结果基本一致。结果表明蒸汽发生器传热管破裂事故最大蒸汽排放量的安全分析计算结果是合理的,用于蒸汽发生器传热管破裂事故放射性分析是可行的。 展开更多

关键词 "华龙一号" 蒸汽发生器传热管破裂 事故分析 独立验证

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池式铅冷快堆SGTR事故多组分多相流动过程数值模拟研究

10

作者 陈宇彤 张大林 +4 位作者 林悦 张熙司 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S01期16-32,共17页

本研究使用欧拉坐标下的多组分多相分析程序ACENA,首先介绍了ACENA程序的基本数学物理模型,然后通过铅铋-氮气两相流动实验HESTIA-2、KYLIN-Ⅱ-S铅铋-水相互作用实验和点堆中子动力学方程解析解,对程序热工水力模块和中子动力学模块进... 本研究使用欧拉坐标下的多组分多相分析程序ACENA,首先介绍了ACENA程序的基本数学物理模型,然后通过铅铋-氮气两相流动实验HESTIA-2、KYLIN-Ⅱ-S铅铋-水相互作用实验和点堆中子动力学方程解析解,对程序热工水力模块和中子动力学模块进行了验证计算,在此基础上,针对欧洲先进铅冷示范堆ALFRED的设计方案分别开展了热态满功率稳态校核计算和假想无保护蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故瞬态模拟,重点关注了SGTR事故后铅池内多相流动过程以及包壳最高温度、燃料最高温度、堆芯相对功率以及主容器压力等参数的演变,并分析了断管数量、铅冷却剂循环路径以及所采用的机理模型等影响因素对ACENA程序计算结果的影响。本文研究结果表明,Ishii-Chawla-Suzuki相间曳力系数模型结合Ishii等提出的相间界面面积浓度输运模型能够较好地模拟圆形/环形铅铋流道中上升气泡的扩散迁移特性;通过对KYLIN-Ⅱ-S实验的模拟说明ACENA程序能够较为合理地预测熔融铅基合金-水相互作用过程中,铅池内压力波动和温度瞬变等现象;ACENA程序对ALFRED堆稳态满功率下关键热工参数的计算结果与国际认可的一维系统程序TRACE/FRED的计算结果基本一致,证明了ACENA程序全堆级计算结果的可靠性;对ALFRED堆假想SGTR事故的计算验证了ACENA程序对铅冷快堆SGTR事故下复杂多组分多相流动现象的模拟能立,且计算结果表明合理设计一次侧冷却剂循环路径、尽可能降低管道破损数量均对消减铅冷快堆SGTR事故后果具有重要意义。本工作可为我国池式铅冷快堆SGTR事故安全分析提供技术参考。 展开更多

关键词 铅冷快堆 ALFRED 蒸汽发生器传热管破裂 ACENA程序 多相流动 机理模型 安全分析

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基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究 被引量：6

11

作者 靖剑平 乔雪冬 +3 位作者 贾斌 庄少欣 孙微 张春明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期646-653,共8页

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果... 基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。 展开更多

关键词 RELAP5/MOD3.3 AP1000 冷却剂泵卡轴 蒸汽发生器传热管破裂 直接注射管线双端断裂

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秦山核电厂SGTR事故及其处置研究 被引量：10

12

作者 李吉根 俞尔俊 戴传曾 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1996年第3期193-199,共7页

用ＲＥＬＡＰＳ／ＭＯＤ２程序和ＭＡＲＣＨ３程序对秦山核电厂多种假想ＳＧＴＲ事故及其所致严重事故进行了计算，分析了主要事故序列的事故进程，估算了严重事故下的熔堆时序，探讨了一些有效的事故处置措施及其干预效果。

关键词 秦山核电厂 蒸汽发生器传热管破裂事故 严重事故 序列分析 事故处置

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CAP1000核电厂全功率范围SGTR事故研究 被引量：8

13

作者 柯晓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1031-1037,共7页

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... 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。 展开更多

关键词 蒸汽发生器传热管破裂 部分功率 零功率 热备用 满溢

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SGTR事故人员可靠性DFM模型定量化方法研究 被引量：1

14

作者 余少杰 赵军 方成跃 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期271-276,共6页

以SGTR事故人员可靠性DFM模型求解为基础,对模型定量化中的技术难点进行分析;结合THERP、HCR等第一代人员可靠性方法中人误数据库对DFM模型进行定量化分析和讨论。结果表明:质蕴含PI#5和PI#6人误概率占SGTR事故中人误的主要部分,前几个... 以SGTR事故人员可靠性DFM模型求解为基础,对模型定量化中的技术难点进行分析;结合THERP、HCR等第一代人员可靠性方法中人误数据库对DFM模型进行定量化分析和讨论。结果表明:质蕴含PI#5和PI#6人误概率占SGTR事故中人误的主要部分,前几个时间段的执行失误和诊断/决策失误的FV及RAW重要度相对较大,将时间划分为2步长、3步长和1步长的总体人误概率无显著差异,这都与如何获得的人误数据及处理质蕴含内部相关性等密切相关。 展开更多

关键词 人员可靠性分析(HRA) 动态流图法(DFM) 定量化方法 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)

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船用堆SGTR事故下舱室放射性活度分析

15

作者 商学利 张帆 +1 位作者 陈文振 杨洪立 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第1期80-84,共5页

分析了船用堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的进程,采用热工水力计算耦合放射性源项分析方法,建立放射性核素迁移、泄漏的数学模型,计算了该船用核动力装置特定舱室的放射性活度,为SGTR事故放射性后果分析、辐射防护措施制定提供了依... 分析了船用堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的进程,采用热工水力计算耦合放射性源项分析方法,建立放射性核素迁移、泄漏的数学模型,计算了该船用核动力装置特定舱室的放射性活度,为SGTR事故放射性后果分析、辐射防护措施制定提供了依据。该模型已应用于船用堆典型运行事故放射性后果分析平台。 展开更多

关键词 船用堆 蒸汽发生器传热管破裂 舱室放射性活度 放射性后果分析平台

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铅基快堆SGTR事故下热工水力模拟及气腔扩散行为研究 被引量：4

16

作者 于启帆 赵亚峰 +4 位作者 王成龙 张大林 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第10期2015-2023,共9页

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... 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。 展开更多

关键词 铅基快堆 蒸汽发生器传热管破裂事故 两相流模型 计算流体力学

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基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析 被引量：3

17

作者 王冠一 陈宝龙 +2 位作者 吴鹏 郑超颖 贾伟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期613-618,共6页

主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故.为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破... 主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故.为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破口(MSLB)叠加100根蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,并应用了最新的SOP规程中的操纵员动作以缓解事故后果,分析了事故发生后一回路压力、蒸汽发生器压力、堆芯出口温度以及一次侧至二次侧破口流量的变化.分析结果表明了在核电厂自动动作和操纵员有效及时干预下,在一定情况下可以避免进入严重事故中,最终可以处于安全可控状态. 展开更多

关键词 蒸汽发生器传热管破裂 主蒸汽管道破裂 全范围模拟机 SOP规程 安全可控状态

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SGTR事故下气泡穿透深度模拟实验

18

作者 张朝东 洒荣园 +3 位作者 姜华磊 周丹娜 朱志强 黄群英 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期181-186,共6页

蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)后,气泡在冷却剂中的穿透深度影响铅基冷却反应堆的安全运行。针对中国铅基反应堆SGTR事故,实验营造不同气体泄漏量,利用高速摄影技术对气泡在水介质中的穿透深度特性进行了模拟实验研究。观察了气泡流动流... 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)后,气泡在冷却剂中的穿透深度影响铅基冷却反应堆的安全运行。针对中国铅基反应堆SGTR事故,实验营造不同气体泄漏量,利用高速摄影技术对气泡在水介质中的穿透深度特性进行了模拟实验研究。观察了气泡流动流型演化全过程,得到了气泡流型及穿透深度的初步实验数据,并推导出气泡无量纲穿透深度与弗劳德数间的准则关系式,在弗劳德相似准则基础上该关系式可应用于密度比小的气泡在液态金属冷却剂中的注入过程。实验结果表明,在破口面积一定的条件下,气泡穿透深度与气体初始速度呈正比。由量纲分析得到气泡穿透深度关系式与文献的实验结果吻合较好。 展开更多

关键词 蒸汽发生器传热管破裂 气泡穿透深度 可视化 量纲分析 弗劳德数

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cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究

19

作者 杜强 文青龙 +1 位作者 王皓 阮神辉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第1期151-158,共8页

本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst... 本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程,且一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好,表明cosSyst程序对SGTR瞬态事故具有良好的预测和分析能力。 展开更多

关键词 DOEL-2核电厂 蒸汽发生器传热管破裂事故 cosSyst RELAP5

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EPR缓解SGTR事故的设计特点 被引量：6

20

作者 郑华 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第1期15-18,共4页

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... 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。 展开更多

关键词 欧洲压水堆 蒸汽发生器传热管破裂 部分冷却

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