主蒸汽管道破裂事故的安全评价

在进行核电站反应堆的换料设计时，需要对主蒸汽管道破裂事故作出评价分析，采用的方法是关键参数检验。本文以大亚湾核电站二号堆第二循环堆芯为例。

秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的分析研究

文章给出了压水堆核电厂主蒸汽管道破裂事故(MSLB)的概述、分析模型及主要假设,讨论了秦山核电厂影响MSLB的参数特点,并给出了极限工况的分析结果及敏感性分析得到的结论。

秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的RELAP5/MOD2分析

通过使用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的计算,对该程序的临界流模型和传热模型进行分析,并与其它大型热工水力分析程序的计算结果及实验结果进行比较。在计算过程中,对RELAP5/MOD2程序汽水分离器模型的使用进行修正,使之符合核电厂安全评审计算的要求。

秦山核电厂安全壳对主蒸汽管道破裂事故的响应

一、概述核电厂安全壳是防止事故后放射性物质大量释放到坏境的最后一道屏障,是保护公众免受超剂量放射性照射的关键设施。人们对安全壳的重要性虽已认识有年,但得到明显事实验证的却是近年发生的美国三哩岛事故和苏联切尔诺贝利灾害性核事故。由表1可知,安全壳的有无对公众的影响是截然不同的。

用三维水力部件程序对CPR1000反应堆主蒸汽管道破裂事故的模拟

利用核动力系统安全分析程序中的三维水力部件模型,模拟了CPR1000反应堆在发生主蒸汽管道破裂(main steam line break,MSLB)事故后,堆芯入口处的温度空间分布情况。分析了主蒸汽管道破裂事故发生后,堆芯入口处的流体温度分布形成原因。结果表明:单环路主蒸汽管道破裂后会导致堆芯入口温度分布不均匀,破口侧温度降低。

主蒸汽管道断裂事故分析

在大亚湾核电站换料分析中，针对多卜勒功率亏损超限，需要对主蒸汽管道断裂事故进行分析。本文利用ＴＨＥＭＩＳ程序和ＦＬＩＣＡⅢＦ程序对大亚湾核电站一号机组第五循环换料分析中的主蒸汽管道断裂事故进行了计算分析。其结果表明：在主蒸汽管道断裂事故过程中，即使最大价值的一组控制棒完全卡在堆顶也不会发生偏离泡核沸腾（ＤＮＢ）

主蒸汽管道断裂事故工况下停堆功率对安全壳影响分析

停堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整性影响,以得到安全壳失效的安全裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以主蒸汽管道断裂事故为基准研究对象,研究了不同停堆功率水平下安全壳的响应。分析结果表明,保持设计液膜覆盖率,停堆功率为30%额定功率时安全壳内压力峰值最高;随着壳外液膜覆盖率降低,停堆功率为0%额定功率对应的安全壳内压力峰值增高但安全壳不会失效;干壳时,停堆功率为0%额定功率时安全壳超压失效。

核电站主给水管道破裂事故的运行研究

较为全面研究安全壳内主给水管道破裂事故,特别是在小破口事故。采用分析的方法,从介绍主给水管道破裂事故的定义开始,进而总结导致主给水管道破裂事故的原因。详细分析了给水管道在安全壳内出现小破口事故的演变过程,机组的主要风险或后果,提出了运行人员对其进行诊断的方法和针对不同泄漏程度的处理策略。

一起高压蒸汽管线管道弯头破裂事故分析及预防措施

2009年10月27日12时左右，河南省某煤化工企业热电站发生一起高压蒸汽管线弯头爆裂事故，由于当班操作人员发现及时，处理措施和方法正确，事故没有造成人员伤亡和财产损失。

主蒸汽管道在瞬态流作用下的结构动力分析

核电厂高能管道系统破裂后动态效应的防护设计是纵深防御的重要手段,其中破口引起的管道内瞬态流载荷是决定高能管道结构设计的最主要载荷。基于有限元方法分析了核电厂主蒸汽管道在瞬态流载荷作用下约束刚度和管线部件结构刚度对动力响应的影响,提出一种简化有限元模型的方法,既保证了核电厂安全性,又可提升其经济性。

从一起蒸汽管道的爆漏事件谈热力管道的事故预防

一、事故概况 2006年10月初．江苏吴江某纺织印染厂．一根运行不到6个小时的主蒸汽管道在3#固定支架处发生爆漏，造成几十台印染设备停产，因管道架设高度在4米以上，未造成人员伤亡。

湖北当阳一公司热电项目高压蒸汽管道破裂导致21人死亡、5人受伤

2016年8月11日15时20分许，湖北省当阳市一矸石发电有限责任公司热电项目在建调试过程中，高压蒸汽管道破裂，蒸汽外泄，目前事故已导致21人死亡、5人受伤，其中3人重伤。事故发生后，国家安全生产监督管理总局立即派出工作组紧急赶赴事故现场，指导协助地方全力做好现场救援和事故处理工作。湖北省委领导、宜昌市委领导及市安监、经信、质监、卫计等部门，在第一时间赶赴现场指导处置工作。

安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析

基于18个月换料的堆芯设计,利用THEMIS程序计算了大亚湾核电站1、2号机组在安全壳内发生主蒸汽管道断裂事故(MSLB)下的质能释放(MER)量;以此为边界条件,利用PAREO9程序对安全壳的响应做了分析。分析认为,在假想的MSLB事故下,安全壳的完整性有保障。

基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

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.

主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析

以秦山第二核电厂3、4号机组为对象,采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂(MSLB)事故质能释放的影响,并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明,采用隔离阀门的方式能够更加有效地缓解MSLB的质能释放,采用停运主给水泵方式时提高浓硼箱中的硼浓度可以在一定程度上缓解MSLB的质能释放,避免安全壳超压。

主蒸汽快关隔离阀的发展及在田湾核电站的应用

一、前言 在核能利用的过程中，由于核能利用领域对核安全的高度重视，用于核能领域的设备，其可靠性能作为首要标准而受到应有的足够重视。核电站运行中，如果蒸汽发生器传热管破裂，将导致一回路放射性介质向二回路泄漏，二回路主蒸汽管道破裂和汽轮机甩负荷等电站极限工况发生。为控制此类事故，降低事故造成的损失，在主蒸汽管路上都设置有主蒸汽快关隔离阀，对于主蒸汽快关隔离阀基本的技术参数要求有如下。

ACP600主蒸汽管道破裂事故的应对措施研究

针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂(MSLB)事故安全裕量降低的不利情况,对先进三代核电厂ACP600的MSLB事故进行分析研究。为避免MSLB事故下反应堆重返临界后堆芯功率峰值过高导致偏离泡核沸腾比(DNBR)低于限制值,分别从快速注入硼溶液和减缓堆芯冷却率的角度,评价不同的安注系统配置以及停运故障环路主泵对于缓解MSLB事故的作用。研究最佳的缓解方案,并提出增设"蒸汽管线压力低-3"信号停运故障环路主泵的设计优化建议。

蒸汽管道破裂事故下燃料元件性能研究

在工程设计中,蒸汽管道破裂(SLB)事故的分析是针对偏离泡核沸腾(DNBR)计算,而对燃料元件综合性能并不进行分析,这样的分析方法过于保守。本文基于SLB事故特征,建立了燃料元件相应的计算分析模型,通过对SLB事故的模拟,分析了CF3燃料元件在热态零功率蒸汽管道破裂(HZPSLB)事故下的堆内行为,结果显示CF3燃料元件包壳在该事故下不会发生屈服,进而验证了CF3燃料元件的安全性。

一起硝体受热阴燃事故的原因分析

一、事故经过 2005年9月18日9时许，某公司物流部原材料仓库指派送料工蒋某和邵某将硝体（6-硝基-1，2重氮氧基萘-4-磺酸）等原料送至指定地点存放，邵某等2人未严格按照车间定置管理的要求将硝体堆放在指定地点，而是将硝体堆放在103#釜附近、靠近主蒸汽管道的地方。操作工张某负责原料的验收工作，而当时操作工张某作为动火监护人，正在108#釜旁进行现场监护，因此未及时与送料工进行交接验收。

导波检测在电站锅炉管道中的应用

电站锅炉主蒸汽管道工作压力高、温度高、是金属监督检验的重点，近期国内多次出现主汽管道开裂泄漏事故，并造成人身伤亡事故，严重的影响安全运行。通过分析，主要存在两种情况，其一是近期安装的P91主汽管道制造质量存在问题，造成运行初期破裂；其二，很多超期服役机组的主汽管道已经超过了设计寿命，主汽的整体安全性能无法得到保证，特别是对于主汽的某些薄弱环节，