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

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。

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。

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,寻求从设计上的解决方案,同时还应结合SGTR的事故特征给出更为合理的验收准则。

AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂分析

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。

主蒸汽管道破裂叠加蒸汽发生器传热管破裂事件树分析

用事件树分析方法对压水堆核电厂主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂进行了事故序列分析 ,找出了引起堆芯裸露的支配性事故序列。结果表明 ,由主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂导致堆芯裸露的频率为1

核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略分析

本文对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的运行过程进行了分析,针对事故处理过程中的难点、要点给出了建议措施,有助于运行操纵员清楚事故原理、谨慎操作,保证核电厂的安全、稳定运行。

核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理研究

基于对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的探讨研究,论文从核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故与干预操作,以及事故预防措施两方面入手,对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的关键点进行分析,希望能够为有关人士提供帮助。

压水堆核电站蒸汽发生器传热管破裂监测方法评估

本文对蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）进行了分类描述，分析了有、无操纵员干预的事故瞬态及后果差异。在此基础上，通过比较三种蒸汽发生器热管破裂监测方法的优缺点得到以下结论：主蒸汽管道辐射监测法响应速度快，可监测泄漏量大于化容系统补给能力的SGTR事故；蒸汽发生器排污辐射监测法、凝汽器与除氧器排出流取样监测法灵敏度较高，监测泄漏量小于化容系统补给能力的SGTR及事故后的分析更可靠。

浅论核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故与SG二次侧水质控制

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。

核电厂蒸汽发生器传热管破裂叠加稳压器喷淋完全丧失的对策

使用CATHARE程序对典型工况下的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故叠加完全丧失稳压器喷淋后,针对采用和不采用稳压器卸压两种情况进行了分析,并对事故过程和后果进行了讨论;对传热管断裂的数目以及发生事故的初始功率工况进行了敏感性分析;对采用稳压器卸压可能带来的负面影响进行了评价。结果表明:对于完全丧失稳压器喷淋下的SGTR事故,采用稳压器卸压可以大幅减少向环境排放带有放射性污染的流体质量,同时其负面效应较小。

直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析

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。

M310核电机组蒸汽发生器传热管破裂事故诊断

蒸汽发生器传热管是一二回路压力的边界,管壁两端存在很高的压差;蒸汽发生器内由于两相流动的存在,蒸发过程中,部分杂质会在蒸汽发生器管板处沉积。在高压差和沉积物共同作用下,传热管发生破裂概率较大,一回路的大量放射性物质通过破口进入二回路,一旦故障蒸汽发生器满水,主蒸汽系统的安全阀带水排放,则大量放射性物质突破了核安全的三道屏障进入到环境中,因此需要妥善处理传热管破裂事故。

核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)发生后,操纵员依据现象加以识别、隔离故障蒸汽发生器;对一回路快速降温降压,减缓一回路冷却剂的泄漏;及时终止安注,平衡一、二次侧压力,终止蒸汽发生器传热管的泄漏;继续降温降压,将电厂带入最佳状态。处理过程中要力求快速和准确,限制放射性流出物向大气环境的不可控排放,将事故后果降至最低。

蒸汽发生器传热管破裂机理分析和处理

蒸汽发生器,俗称锅炉,是一种以原料或燃料为基础,旨在加热水或其他物质的一种机器设备。蒸汽发生器作用范围广泛,目前广泛用于核电站。随着核电站运行时间的增加,腐蚀和运行工况的变化,会造成一定程度上的危险与事故。论文将对核电站蒸汽发生器传热管破裂进行进一步分析并提出处理措施。

核电站蒸汽发生器传热管破裂事故研究及响应

伴随着世界核电的发展,核电站的安全问题开始受到越来越多人的关注。核电站蒸汽发生器传热管破裂作为核电站可能发生的典型事故,在发生之后如果处理不当,有可能导致放射性外泄的风险。因此,了解核电站蒸汽发生器传热管破裂的事故原理,并熟悉其处理手段便显得尤为重要,着重介绍了蒸汽发生器传热管事故的原理、处理方法和事故当中的应急响应。

基于闪光法的蒸汽发生器传热管导热系数的测量研究

针对蒸汽发生器传热管的导热系数很难由理论计算直接获得、通常需要通过试验测量得到的问题,基于瞬态传热原理,在保持传热管外形的基础上,运用激光闪光法设计了一种基于传热管导热系数测量装置。分别对4种不同厂家制造的690合金传热管的导热系数进行了测量,并将测得的数据在20~400℃范围内进行线性拟合,通过拟合公式,可直接求得该温度范围内任一温度条件下的导热系数,为蒸汽发生器传热计算提供可靠的参数。

自然循环工况下蒸汽发生器传热管一、二次侧温差估算

为确保事故后的堆芯冷却,建立数学模型对自然循环工况下蒸汽发生器传热管一、二次侧温差分布情况进行计算,并研究自然循环流量、衰变热水平、二次侧压力等对温差分布的影响。本实验结果可为蒸汽发生器传热管应力分析提供输入,为制定合理的事故处理策略提供依据。

不同类型涡流探头对蒸汽发生器传热管缺陷检测能力的对比分析

为研究不同类型涡流探头对蒸汽发生器传热管缺陷的检测能力,分别采用轴绕式探头、旋转探头与阵列探头,对位于自由段的孔形、槽形、磨损缺陷和疲劳裂纹进行试验、对胀管过渡区孔形和槽形缺陷进行试验,还进行了缺陷分辨力试验,发现旋转探头与阵列探头具有相近的缺陷检出能力,对于间距较小的缺陷和胀管过渡段上的缺陷等复合缺陷,旋转探头与阵列探头的缺陷检出能力均明显优于轴绕式探头的。

压水反应堆蒸汽发生器传热管焊接堵管工艺实践

基于某核电厂压水反应堆蒸汽发生器传热管的焊接堵管案例,根据2021年版ASME BPVC规范,主要从堵头材料、焊接材料、焊接工艺评定、堵管工艺操作技术等方面进行分析,以确保压水反应堆蒸汽发生器传热管焊接堵管工艺的有效性。采用经评定合格的堵管工艺,对该核电厂蒸汽发生器的破损传热管进行堵管,蒸汽发生器投用后未再发生泄漏,堵管效果良好。研究结果为国内核电厂蒸汽发生器传热管破损后焊接堵管工艺提供了技术参考。