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摘要:
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.
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事件树
蒸汽发生器
传热管断裂
概率安全分析
核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理
压水堆核电厂
传热管断裂事故
处理策略
操作关键点
CA P1000核电厂全功率范围 SGTR 事故研究
蒸汽发生器传热管破裂
部分功率
零功率
热备用
满溢
内容分析
关键词云
关键词热度
相关文献总数  
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文献信息
篇名 核电厂传热管破裂后防止蒸汽发生器满溢的研究
来源期刊 核安全 学科 工学
关键词 SGTR 满溢 缓解策略
年,卷(期) 2019,(4) 所属期刊栏目 研究与探讨
研究方向 页码范围 48-55
页数 8页 分类号 TL364+.4
字数 6111字 语种 中文
DOI
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 崔军 2 2 1.0 1.0
2 鲍杰 2 1 1.0 1.0
3 时维立 1 0 0.0 0.0
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研究主题发展历程
节点文献
SGTR
满溢
缓解策略
研究起点
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引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
核安全
双月刊
1672-5360
11-5145/TL
大16开
北京市
2003
chi
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