摘要:

结合人员事件分析技术(ATHEANA),探讨动态流图法(DFM)模型识别迫使失误环境(EFC)和不安全动作(UA)的可行性,并根据此方法对核电厂的蒸汽发生器传热管破裂( SGTR)事故进行建模和求解.通过演绎分析得到26个质蕴含并对结果进行解释,其中有1个质蕴含与某核电站曾发生的人误事件情景很相似.最后对质蕴含定量化的方法以及对执行型错误(EOC)的分析等问题进行了讨论.

摘要:

使用计算流体软件Flowmaster 7.5模拟了某压水堆核电站的化学和容积控制系统(RCV)以及安全注入系统(RIS).通过将正常工况下的模拟计算结果与设计参考值进行对比,验证了模型的可靠性.使用该模型预测了发生蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)后安全注入模式转为上充模式时最大上充流量与一回路压力的关系,并定量比较了采用不同数量的低压安注泵为上充泵增压时最大上充流量和相应主泵密封注入流量与一回路压力的关系.

摘要:

蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)后,气泡在冷却剂中的穿透深度影响铅基冷却反应堆的安全运行.针对中国铅基反应堆SGTR事故,实验营造不同气体泄漏量,利用高速摄影技术对气泡在水介质中的穿透深度特性进行了模拟实验研究.观察了气泡流动流型演化全过程,得到了气泡流型及穿透深度的初步实验数据,并推导出气泡无量纲穿透深度与弗劳德数间的准则关系式,在弗劳德相似准则基础上该关系式可应用于密度比小的气泡在液态金属冷却剂中的注入过程.实验结果表明,在破口面积一定的条件下,气泡穿透深度与气体初始速度呈正比.由量纲分析得到气泡穿透深度关系式与文献的实验结果吻合较好.

摘要:

分析了船用堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的进程,采用热工水力计算耦合放射性源项分析方法,建立放射性核素迁移、泄漏的数学模型,计算了该船用核动力装置特定舱室的放射性活度,为SGTR事故放射性后果分析、辐射防护措施制定提供了依据.该模型已应用于船用堆典型运行事故放射性后果分析平台.

摘要:

对CAP1000非能动核电厂在部分功率、零功率和热备用条件下发生的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行蒸汽发生器满溢评价。对典型的部分功率、零功率和热备用运行条件下的SGTR事故分别进行横向敏感性分析，选取每个运行条件下的保守工况，结合满功率事故工况进行纵向功率谱对比，根据其瞬态特性，分析事故进程，评价极限运行工况和关键参数。结果表明：C A P1000核电厂在全功率范围内发生SGTR事故均不会导致蒸汽发生器满溢，且最严重的工况发生在满功率条件下。

摘要:

基于最佳估算程序RELAP5／MOD3.3，对AP1000系统进行了详细的建模分析，选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器（SG）传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故，获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明：对于冷却剂泵卡轴事故，一回路最大压力为16.82 M Pa ，燃料包壳表面温度最大值为1299 K ，满足验收准则的要求；对于SG传热管破裂事故，破损SG的水体积为231.54 m3，小于A P1000蒸汽发生器255.563 m3的总容积；对于直接注射管线双端断裂事故， A P1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压，并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。

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。

摘要:

基于不同材料传热管的运行经验，统计总的管临界年数以区分不同核电厂蒸汽发生器传热管数的影响，并将Jeffreys分布作为先验分布统计分析690TT以及经热处理的传热管（包含600TT和690TT）发生破裂的频率。该方法得到的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）始发事件频率可较合理地体现传热管材料性能的改进对降低该事件导致安全壳旁通失效风险的影响及贡献，与通用数据库中未区分传热管材料对应的频率相比明显降低，且随着690TT传热管运行经验的进一步累积，预期SGTR始发事件频率会进一步降低。

摘要:

本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故工况下堆芯补水箱(CMT)的水位变化情况.分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统(ADS)动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件(URD)的规定.