原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
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(S G )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(T SC )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16361 s可能出现蠕变失效;自事故后16610 s ,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。
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关键词热度
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文献信息
篇名 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
来源期刊 原子能科学技术 学科
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
年,卷(期) 2014,(6) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1026-1030
页数 5页 分类号 TL333
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2014.48.06.1026
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 毛欢 13 41 4.0 6.0
2 陈宝文 4 12 2.0 3.0
3 陈彬 10 14 2.0 3.0
4 孔翔程 3 4 1.0 2.0
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研究主题发展历程
节点文献
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
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
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