国和一号与CPR1000的SGTR事故响应比较

• 作者: 韩凯
• 来源期刊: 核安全
• 学科: 工学
• 关键词: SGTR 降温 降压 事故过程 主泵
• 年，卷（期）: 2020,（3）
• 所属期刊栏目: 核电厂实践
• 页码范围: 19-25
• 页数: 7页
• 分类号: TL364+.4
• 字数: 4301字
• 语种: 中文

摘要

本文通过对我国自主知识产权三代非能动压水堆(国和一号)与国内成熟运行的核电机组(CPR1000)在无运行人员干预和有运行人员干预情况下的SGTR事故演变过程进行对比,提出了二者在反应堆冷却剂系统(RCS)降温降压手段、蒸汽发生器状态管理、主泵状态、放射性后果、破损蒸汽发生器传热管(SG)降压方式等方面的不同,以及二者放射性释放可能性的差异.这种对比分析便于运行人员在事故中采取更有针对性的干预措施,以使干预效果更加有效.